doc_act

Правила обеспечения безопасности комплексов промышленных реакторных установок РУСЛАН и ЛФ-2

Реклама

  Скачать документ



МИНИСТЕРСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

ВЕДОМСТВЕННЫЙ НОРМАТИВНЫЙ ДОКУМЕНТ

УТВЕРЖДЕНЫ
Министерством Российской Федерации
по атомной энергии
14.09.2001



Реклама

ПРАВИЛА
ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСОВ
ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК
РУСЛАН И ЛФ-2



Реклама

Введены в действие
с 1 мая 2002 года

В разработке Правил и подготовке их окончательной редакции принимали участие:

В.В. Шидловский, В.В. Преображенский, Ю.И. Колесников, В.В. Кондратьев, В.И. Шубин, В.Г. Назарян, С. Б. Николаев,Е. Ф. Ефимов, В.В. Петрунин, Е.И. Ажнин, A.M. Соболев, И.В. Маров, В.Н. Барышников, В.Г. Анненков, С.Ю. Леонтьев, В.И. Сурайкин, Б.В. Гусаков, В.И. Игнатьев, С.В. Шишкин, Г.Г. Зембильготов, В.Н.Конев, В.Т. Старостин, В.Н. Асновский, П. В. Сахаров, А.Д. Додонов, Н.Н. Ромадов, В. П. Юрин, Ю.В. Федоренко, М.П. Цевелев

Настоящие ПОБ КПРУ-98 (далее по тексту - Правила) относятся к ведомственным правилам и нормам в области использования атомной энергии и являются основным нормативным документом верхнего уровня, регламентирующим вопросы обеспечения безопасности комплексов промышленных реакторных установок РУСЛАН и ЛФ-2.

Правила разработаны специалистами Федерального государственного унитарного предприятия "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" (ФГУП НИКИЭТ, г. Москва), Государственного унитарного предприятия "Опытное конструкторское бюро машиностроения" (ГУП ОКБМ, г. Н.-Новгород), Российского научного центра "Курчатовский институт" (РНЦ КИ, г. Москва), Государственного унитарного предприятия "Всероссийский научно-исследовательский и проектный институт комплексной энергетической технологии" (ГУП ВНИПИЭТ, г. С.-Петербург), Федерального государственного унитарного предприятия "Производственное объединение "Маяк" (ФГУП ПО "Маяк", г. Озерск Челябинской обл.).



Реклама

СОДЕРЖАНИЕ

Перечень сокращений

Основные термины и определения

1. Основные положения

1.1. Назначение документа

1.2. Основные критерии и принципы обеспечения безопасности

2. Классификация систем и элементов

3. Государственное управление использованием атомной энергии с целью обеспечения безопасности комплекса промышленной реакторной установки и государственное и ведомственное регулирование и надзор за безопасностью комплекса

4. Основные принципы и требования обеспечения безопасности, реализуемые при эксплуатации комплекса промышленной реакторной установки и его систем

4.1. Общие требования

4.2. Конструкция и характеристики активной зоны

4.3. Контур теплоносителя реактора

4.4. Управление технологическими процессами

4.5. Защитные системы безопасности

4.6. Локализующие системы безопасности

4.7. Обеспечивающие системы безопасности

4.8. Система управления и защиты реактора

4.9. Порядок проведения и устройства перегрузки активной зоны

4.10. Система хранения изделий активной зоны и радиоактивных отходов

4.11. Экспериментальные устройства и экспериментальные и опытные изделия активной зоны

5. Обеспечение безопасности комплекса промышленной реакторной установки при эксплуатации

5.1. Организация эксплуатации и эксплуатационная документация

5.2. Эксплуатационный персонал

5.3. Внесение изменений в конструкцию и документацию систем и элементов

5.4. Радиационная безопасность при эксплуатации

5.5. Планы мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий и управление аварией

5.6. Вывод из эксплуатации

6. Обеспечение качества

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

АЗ-

аварийная защита

АЗТП-

аварийная защита по технологическим параметрам

АР-

автоматический регулятор

ГЩУ-

главный щит управления

ДП-

дополнительный поглотитель

КПРУ-

комплекс промышленной реакторной установки

ООБ (ТОБ)-

отчет по обоснованию безопасности (техническое обоснование безопасности)

РУ-

реакторная установка

РЩУ-

резервный щит управления

СИУР-

сменный инженер управления реактором

СУЗ-

система управления и защиты

ТВС-

тепловыделяющая сборка

Твэл-

тепловыделяющий элемент

УСБ-

управляющая система безопасности

УСНЭ-

управляющая система нормальной эксплуатации

ЦС-

центральная сборка

ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

1 АВАРИЙНАЯ ЗАЩИТА - функция безопасности, состоящая в быстром переводе активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержании ее в этом состоянии в течение требуемого времени;

-комплекс систем безопасности, выполняющий функцию аварийной защиты (далее в тексте Правил - аварийная защита).



Реклама

2. АВАРИЯ - нарушение эксплуатации КПРУ, при котором произошел выход радиоактивных веществ и/или ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

Примечания:

1. Под термином "авария" здесь и далее по тексту всегда понимается событие, связанное с радиационными последствиями.

2. Определение термина "проект" устанавливается действующей нормативной документацией.

3. АДМИНИСТРАЦИЯ (АДМИНИСТРАТИВНОЕ РУКОВОДСТВО) КПРУ - руководители и другие должностные лица, которые наделены эксплуатирующей организацией правами, обязанностями и ответственностью на этапах ввода в эксплуатацию, эксплуатации, ремонта и реконструкции и вывода из эксплуатации КПРУ.



Реклама

4. АКТИВНАЯ ЗОНА - часть реактора, в которой размещены: ядерное топливо, замедлитель, поглощающие устройства, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкции, предназначенные для осуществления управляемой цепной ядерной реакции, полезного использования нейтронов и других видов ионизирующих излучений для производства радионуклидной продукции и передачи выделяющейся тепловой энергии теплоносителю.

5. АКТИВНАЯ СИСТЕМА (ЭЛЕМЕНТ) - система (элемент), функционирование которой зависит от нормальной работы другой системы (элемента), например, УСБ, энергоисточника и т.п.

6. БЕЗОПАСНОСТЬ КПРУ, ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ (далее в тексте - безопасность КПРУ) - свойство КПРУ при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами.

7. БЕЗОПАСНЫЙ ОТКАЗ - отказ системы или элемента, при возникновении которого КПРУ сохраняет безопасное состояние без необходимости инициирования каких-либо действий через УСБ.

8. БЛОК-ПОГЛОТИТЕЛЬ - облучаемый в реакторе блок для производства специальной радионуклидной продукции.



Реклама

9. ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ - процесс, во время которого системы и оборудование КПРУ или КПРУ в целом начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту. В зависимости от объема предшествовавших вводу в эксплуатацию работ процесс включает предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуски, опытно-промышленную эксплуатацию и завершается сдачей КПРУ в промышленную эксплуатацию.

10. ВНУТРЕННЯЯ САМОЗАЩИЩЕННОСТЬ РУ - свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.

11. ВЫВОД КПРУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ - процесс осуществления комплекса мероприятий после удаления ядерного топлива, исключающий использование КПРУ в качестве ядерной установки и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей среды.

12. ГЕРМЕТИЧНОЕ ОГРАЖДЕНИЕ - совокупность элементов строительных и других конструкций, которые, ограждая пространство вокруг реакторной установки или другого объекта, содержащего радиоактивные вещества, образуют предусмотренную проектом границу и препятствуют распространению радиоактивных веществ в окружающую среду в количествах, превышающих установленные пределы.

13. ГЛАВНЫЙ ЩИТ УПРАВЛЕНИЯ - часть КПРУ, размещаемая в специально предусмотренном проектом помещении и предназначенная для централизованного автоматизированного управления технологическими процессами КПРУ, включая аварийную защиту, перевод РУ в подкритическое расхоложенное состояние и поддержание ее в этом состоянии, приведение в действие систем безопасности и получение информации о состоянии КПРУ. Функции ГЩУ реализуются оперативным персоналом управления и средствами автоматизации.



Реклама

14. ГРУППА РАБОЧИХ ОРГАНОВ СУЗ - один или несколько рабочих органов СУЗ, объединенных по управлению с целью одновременного совместного перемещения.

15. ДИАГНОСТИКА - определение с помощью технических средств возможности выполнения системами (элементами) предусмотренных проектом функций на основе результатов контроля и/или анализа полученной информации.

16. ДОСТИГНУТЫЙ УРОВЕНЬ НАУКИ И ТЕХНИКИ - комплекс научных и технических знаний, технологических, проектных и конструкторских разработок в определенной области науки и техники, который подтвержден научными исследованиями и практическим опытом и отражен в научно-технических материалах.

17. ДП - сборка с алюминиевыми или изотопными блоками, устанавливаемая в ЦС реактора РУСЛАН для воздействия на реактивность.

18. ЗАВИСИМЫЙ ОТКАЗ (ЧАСТНЫЙ СЛУЧАЙ ОТКАЗА ПО ОБЩЕЙ ПРИЧИНЕ) - отказ системы (элемента), являющийся следствием другого отказа или события.



Реклама

19. ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.

20. ЗАЩИТНЫЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядерного топлива, оболочек твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков, а также оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества.

21. ЗОНА НАБЛЮДЕНИЯ - территория за границей санитарно-защитной зоны вокруг КПРУ, в пределах которой осуществляется радиационный контроль.

22. ЗОНА ПЛАНИРОВАНИЯ ЗАЩИТНЫХ МЕРОПРИЯТИЙ - зона возможного радиационного воздействия при запроектных авариях на КПРУ, в границах которой планируются мероприятия по защите населения. За пределами этой зоны для запроектных аварий не требуется проведение мероприятий по защите населения.

23. ЗОНА САНИТАРНО-ЗАЩИТНАЯ - территория вокруг КПРУ, на которой уровень облучения населения в условиях нормальной эксплуатации может превысить установленный Нормами радиационной безопасности (НРБ-99) предел дозы (1 мЗв/год), на которой действует режим ограниченной хозяйственной деятельности, запрещается постоянное и временное проживание людей, а также проводится радиационный контроль.

24. ИЗДЕЛИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ (СОСТАВНЫЕ ЧАСТИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ) - все элементы, используемые для комплектации активной зоны.

25. ИЗОТОПНЫЙ БЛОК - облучаемый в реакторе блок со специальными мишенными веществами, предназначенными для производства радионуклидной (изотопной) продукции.

26. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ СРЕДСТВ УПРАВЛЕНИЯ РЕАКТИВНОСТЬЮ - такое перемещение средств управления реактивностью, которое приводит к вводу положительной или отрицательной реактивности (например, извлечение стержня СУЗ или введение ДП - к положительной реактивности, введение стержня СУЗ - к отрицательной).

27. ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ МЕХАНИЗМ СУЗ - устройство, состоящее из привода, рабочего органа и соединительных элементов, предназначенное для изменения реактивности активной зоны реактора.

28. ИСХОДНОЕ СОБЫТИЕ - единичный отказ в системах (элементах) КПРУ, внешнее событие или ошибка персонала, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием.

29. КАНАЛ КОНТРОЛЯ - совокупность датчиков, линий передачи, средств обработки сигналов и/или демонстрации параметров, предназначенная для обеспечения контроля в заданном проектом объеме.

30. КАНАЛ СИСТЕМЫ - часть системы, выполняющая в заданном проектом объеме функцию системы.

31. КВАЛИФИКАЦИЯ - уровень подготовленности лица из персонала КПРУ, включая базовое специальное образование, профессиональные знания, навыки и умения, а также опыт работы, обеспечивающие качество и безопасность эксплуатации КПРУ при выполнении должностных обязанностей.

32. КОМПЛЕКТ АППАРАТУРЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ - часть аварийной защиты, выполняющая в заданном проектом объеме функции контроля и управления аварийной защитой.

33. КОМПЛЕКС ПРОМЫШЛЕННОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ - ядерная установка для производства различных радионуклидов и другой продукции в задаваемых режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется промышленный ядерный реактор и необходимые системы, устройства, оборудование и сооружения с рабочим персоналом, обеспечивающим работу комплекса.

34. КОНЕЧНОЕ СОСТОЯНИЕ - установившееся контролируемое состояние систем и элементов КПРУ после аварии.

35. КОНСЕРВАТИВНЫЙ ПОДХОД - подход к проектированию и конструированию, когда при анализе аварий для параметров и характеристик применяются значения и пределы, а также методики расчета, приводящие к наиболее неблагоприятным результатам.

36. КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА (ПЕРВЫЙ КОНТУР) - контур, предназначенный для циркуляции теплоносителя через активную зону в установленных проектом режимах и условиях эксплуатации.

37. КРИТЕРИИ БЕЗОПАСНОСТИ - установленные нормативными документами и/или органами государственного регулирования и надзора за безопасностью значения параметров и/или характеристик КПРУ, в соответствии с которыми обосновывается его безопасность.

38. КУЛЬТУРА БЕЗОПАСНОСТИ - квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности КПРУ является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к самосознанию ответственности и к самоконтролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.

39. ЛОКАЛИЗУЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы), предназначенные для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующего излучения, за предусмотренные проектом границы и выхода их в окружающую среду.

40. ЛОКАЛЬНАЯ КРИТИЧНОСТЬ - критичность, достигаемая в части активной зоны, хранилища ядерного топлива или какого-либо объема, содержащего ядерные делящиеся материалы.

41. МАКСИМАЛЬНЫЙ ЗАПАС РЕАКТИВНОСТИ - реактивность, которая может реализоваться в реакторе при извлечении из активной зоны всех средств воздействия, компенсирующих избыточную реактивность для момента кампании и состояния реактора с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

42. НАРУШЕНИЕ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ КПРУ - нарушение в работе КПРУ, при котором произошло отклонение от установленных эксплуатационных пределов и условий. При этом могут быть нарушены и другие установленные проектом пределы и условия, включая пределы безопасной эксплуатации.

43. НЕЗАВИСИМЫЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) - системы (элементы), для которых отказ одной системы (элемента) не приводит к отказу другой системы (элемента).

44. НЕОБНАРУЖИВАЕМЫЙ ОТКАЗ - отказ системы (элемента), который не проявляется в момент своего возникновения при нормальной эксплуатации и не выявляется предусмотренными средствами контроля в соответствии с регламентом технического обслуживания и проверок.

45. НОРМАЛЬНАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ КПРУ - эксплуатация КПРУ в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях.

46. ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА - планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы все работы по эксплуатации КПРУ проводились установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям.

47. ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы), предназначенные для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий для их функционирования.

48. ОПЕРАТИВНЫЙ ЗАПАС РЕАКТИВНОСТИ - реактивность активной зоны реактора, скомпенсированная рабочими органами СУЗ, предназначенными для компенсации изменений реактивности в стационарном и переходных режимах работы реактора.

49. ОПЫТНО-ПРОМЫШЛЕННАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ - этап ввода КПРУ в эксплуатацию от начала энергетического пуска до приемки КПРУ в промышленную эксплуатацию.

50. ОТКАЗ - событие, заключающееся в нарушении работоспособного состояния системы (элемента).

51. ОТКАЗЫ ПО ОБЩЕЙ ПРИЧИНЕ - отказы систем (элементов), возникающие вследствие одного отказа или ошибки персонала, или внешнего или внутреннего воздействия, или иной внутренней причины.

Примечания:

1. Внутренние воздействия или причины - воздействия, возникающие при исходных событиях аварий, включая ударные волны, струи, летящие предметы, изменения параметров среды (давление, температура, химическая активность и т.п.), пожары и т.п., конструктивные, технологические и прочие внутренние причины.

2. Внешние воздействия - воздействия характерных для площадки КПРУ природных явлений и деятельности человека, например, землетрясения, высокий и низкий уровень наземных и подземных вод, ураганы, аварии на воздушном, водном и наземном транспорте, пожары, взрывы на прилегающих к КПРУ объектах и т.п.

52. ОШИБКА ПЕРСОНАЛА - единичное непреднамеренное неправильное воздействие на управляющие органы или единичный пропуск правильного действия; или единичное непреднамеренное неправильное действие при техническом обслуживании оборудования и систем, важных для безопасности.

53. ОШИБОЧНОЕ РЕШЕНИЕ - неправильное непреднамеренное выполнение или невыполнение ряда последовательных действий из-за неверной оценки протекающих процессов.

54. ПАССИВНАЯ СИСТЕМА (ЭЛЕМЕНТ) - система (элемент), функционирование которой связано только с вызвавшим ее работу событием и не зависит от работы другой активной системы (элемента), например, управляющей системы, энергоисточника и т.п.

Примечание:

По конструктивным признакам пассивные системы (элементы) делятся на пассивные системы (элементы) с механическими движущимися частями (например, обратные клапаны) и пассивные системы (элементы) без механических движущихся частей (например, трубопроводы, сосуды).

55. ПЕРЕГРУЗКА АКТИВНОЙ ЗОНЫ (ПЕРЕГРУЗКА) - ядерно-опасные работы на РУ по загрузке, извлечению и перестановке тепловыделяющих сборок и/или твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков отдельно или совместно с центральными сборками, средств воздействия на реактивность и других составных частей активной зоны с целью их замены, воздействия на реактивность или оптимизации характеристик активной зоны.

56. ПОВРЕЖДЕНИЕ ТВЭЛА (БЛОКА-ПОГЛОТИТЕЛЯ, ИЗОТОПНОГО БЛОКА) - превышение хотя бы одного из установленных для твэлов (блоков-поглотителей, изотопных блоков) пределов повреждения.

57. ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИИ - возникшая в результате аварии радиационная обстановка, наносящая убытки и вред из-за превышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

58. ПОДКРИТИЧЕСКОЕ СОСТОЯНИЕ - состояние активной зоны, характеризующееся:

- значением эффективного коэффициента размножения, меньшим единицы;

- отсутствием локальной критичности.

59. ПРЕДАВАРИЙНАЯ СИТУАЦИЯ - состояние КПРУ, характеризующееся нарушением пределов или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

60. ПРЕДЕЛЫ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ КПРУ - установленные проектом границы значений параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.

61. ПРЕДУПРЕДИТЕЛЬНАЯ ЗАЩИТА - функция безопасности, обеспечиваемая системой контроля и управления КПРУ для предотвращения срабатывания A3 и/или нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации (полное или частичное снижение мощности, блокировки управления или инициирование к работе оборудования и т.д.).

62. ПРИВОД ИСПОЛНИТЕЛЬНОГО МЕХАНИЗМА СУЗ - устройство, предназначенное для изменения положения механического рабочего органа СУЗ.

63. ПРИНЦИП ЕДИНИЧНОГО ОТКАЗА - принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного любого из активных или имеющих механические движущиеся части пассивных элементов системы.

64. ПРИНЦИП НЕЗАВИСИМОСТИ - принцип повышения надежности систем путем применения функционального и/или физического разделения каналов (элементов), при котором отказ одного канала (элемента) не приводит к отказу другого канала (элемента).

65. ПРИНЦИП РАЗНООБРАЗИЯ - принцип повышения надежности систем путем применения в разных системах (либо в пределах одной системы в разных каналах) различных средств и/или аналогичных средств, основанных на различных принципах действия для осуществления заданной функции.

66. ПРИНЦИП РЕЗЕРВИРОВАНИЯ - принцип повышения надежности систем путем применения структурной, функциональной, информационной и временной избыточности по отношению к минимально необходимому и достаточному для выполнения системой заданных функций объему.

67. ПРОВЕРКА - эксплуатационный контроль системы (элемента) с целью установления их работоспособного или неработоспособного состояния и выявления неисправностей.

68. ПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ - авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной независимой от исходного события ошибки персонала ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

69. ПРОЕКТНЫЕ ПРЕДЕЛЫ - значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и КПРУ в целом, установленные в проекте для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии.

70. ПРОМЫШЛЕННЫЙ РЕАКТОР - устройство для осуществления управляемой цепной ядерной реакции с целью промышленного производства различных радионуклидов и другой продукции, получаемой с помощью нейтронного и ионизирующего излучения.

71. ПРОМЫШЛЕННАЯ ЭКСПЛУАТАЦИЯ - эксплуатация КПРУ, принятого в эксплуатацию в установленном порядке, соответствие проекту и безопасность которого подтверждены испытаниями на этапах ввода КПРУ в эксплуатацию.

72. ПУТЬ ПРОТЕКАНИЯ АВАРИИ - последовательность состояний систем и элементов КПРУ в процессе развития аварии.

73. РАЗРАБОТЧИКИ ПРОЕКТА КПРУ (РУ) - организации, разрабатывающие проект КПРУ (РУ) и обеспечивающие его научно-техническое сопровождение на всех этапах жизненного цикла КПРУ (РУ). Эти организации подразделяются на Главного конструктора реактора (реакторной установки), Научного руководителя реакторной установки, Генпроектанта КПРУ.

74. РАБОЧИЙ ОРГАН СУЗ - средство воздействия на реактивность, используемое в СУЗ.

75. РАБОЧИЙ ОРГАН АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ - средство воздействия на реактивность, используемое в аварийной защите.

76. РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА С ПРОМЫШЛЕННЫМ РЕАКТОРОМ (ПРОМЫШЛЕННАЯ РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА) - совокупность систем и элементов, включающая промышленный реактор и непосредственно связанные с ним системы, необходимые для его нормальной эксплуатации, аварийного охлаждения, аварийной защиты и поддержания в безопасном состоянии при условии выполнения требуемых вспомогательных и обеспечивающих функций другими системами КПРУ.

77. РЕЗЕРВНЫЙ ЩИТ УПРАВЛЕНИЯ - часть КПРУ, размещаемая в предусмотренном проектом помещении и предназначенная для перевода РУ в подкритическое состояние с помощью аварийной защиты в случае невозможности выполнения этой операции с ГЩУ и контроля состояния реактора в предусмотренном проектом объеме.

78. РЕКОНСТРУКЦИЯ - комплекс проектных, строительных, монтажных и наладочных работ по замене выработавшего свой ресурс, недостаточно эффективного или морально устаревшего оборудования, а также внедрению более совершенного оборудования с целью повышения надежности, эффективности и безопасности КПРУ.

79. РЕМОНТ - комплекс операций по восстановлению работоспособного или исправного состояния объекта (систем и элементов) и/или восстановлению его ресурса.

80. СИГНАЛ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ - сигнал, формируемый в комплекте аппаратуры аварийной защиты с целью вызвать срабатывание рабочих органов AЗ, поступающий в устройства управления исполнительными механизмами СУЗ, средства регистрации, а также в сигнализацию на ГЩУ и РЩУ.

81. СИГНАЛ ПРЕДУПРЕДИТЕЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ - сигнал, формируемый и регистрируемый системами контроля и управления, для инициирования функций предупредительной защиты и оповещения персонала о возможности нарушения нормальной эксплуатации.

82. СИСТЕМА - совокупность элементов, предназначенная для выполнения заданных функций.

83. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы) предназначенные для выполнения функций безопасности.

Примечание:

Системы (элементы) безопасности по характеру выполняемых ими функций разделяются на защитные, локализующие, обеспечивающие и управляющие.

84. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ), ВАЖНЫЕ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы) безопасности, а также системы (элементы) нормальной эксплуатации, отказы которых нарушают нормальную эксплуатацию КПРУ или препятствуют устранению отклонений от нормальной эксплуатации и могут приводить к проектным и запроектным авариям.

85. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ - системы (элементы), предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации.

86. СИСТЕМА ИНФОРМАЦИОННОЙ ПОДДЕРЖКИ ОПЕРАТОРА - система, предназначенная для контроля, анализа и прогноза состояния КПРУ с выдачей персоналу обобщенной информации о состоянии РУ и КПРУ.

87. ИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ (СУЗ) - совокупность средств технического, программного, информационного обеспечения, предназначенная для обеспечения безопасного протекания цепной ядерной реакции, перевода активной зоны в подкритическое состояние и поддержания ее в подкритическом состоянии.

Система управления и защиты - система, важная для безопасности, совмещающая функции нормальной эксплуатации и безопасности и состоящая из элементов систем контроля и управления (управляющих систем нормальной эксплуатации), защитных, управляющих и обеспечивающих систем безопасности.

88. СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) КОНТРОЛЯ - системы (элементы), предназначенные для получения, обработки, передачи для демонстрации персоналу и/или в устройства для управления и защиты сигналов, которые соответствуют значениям параметров технологического процесса или состояниям оборудования КПРУ.

89. СРЕДСТВА УПРАВЛЕНИЯ РЕАКТИВНОСТЬЮ (СРЕДСТВА ВОЗДЕЙСТВИЯ НА РЕАКТИВНОСТЬ) - технические средства, реализуемые в виде твердых и/или жидких поглотителей, замедлителей, отражателей, вытеснителей, изменением положения и/или температуры которых в активной зоне или отражателе обеспечивается изменение реактивности активной зоны.

90. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА - изделие (составная часть) активной зоны ядерного реактора, содержащее тепловыделяющий(ие) элемент(ы) и устанавливаемое в ядерный реактор.

91. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ - отдельная сборочная единица с ядерным топливом, размещаемая в активной зоне и обеспечивающая генерирование нейтронов и других видов излучений, накопление продуктов деления и выделение тепловой энергии.

92. ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБСЛУЖИВАНИЕ - комплекс операций по поддержанию работоспособности и исправности объекта (систем и элементов) при использовании по назначению, в режиме ожидания, при хранении и транспортировании.

93. ТЯЖЕЛАЯ ЗАПРОЕКТНАЯ АВАРИЯ - запроектная авария с повреждением твэлов выше максимального проектного предела, при которой может быть достигнут предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

94. УКАЗАТЕЛЬ ПОЛОЖЕНИЯ РАБОЧЕГО ОРГАНА СУЗ - устройство для определения положения рабочего органа СУЗ в активной зоне реактора.

95. УПРАВЛЕНИЕ АВАРИЕЙ - действия, направленные на предотвращение развития проектных аварий в запроектные и на ослабление последствий запроектных аварий.

96. УПРАВЛЕНИЕ КПРУ - приведение КПРУ специально предусмотренными для этого средствами в заданное состояние и/или поддержание этого состояния.

97. УПРАВЛЯЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) БЕЗОПАСНОСТИ - системы (элементы), предназначенные для инициирования действия систем безопасности, осуществления контроля и управления ими в процессе выполнения заданных функций.

98. УПРАВЛЯЮЩИЕ СИСТЕМЫ (ЭЛЕМЕНТЫ) НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ - системы (элементы), формирующие и реализующие по заданным технологическим целям, критериям и ограничениям управление технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации КПРУ.

99. УРОВЕНЬ АВАРИЙНОЙ ГОТОВНОСТИ - установленная степень готовности персонала, органов управления по делам гражданской обороны и чрезвычайным ситуациям, других привлекаемых сил, а также используемых технических средств для действий по защите персонала и населения в случае аварии на КПРУ.

100. УРОВЕНЬ ВМЕШАТЕЛЬСТВА - определяющие радиационную обстановку и ее развитие параметры и характеристики, совокупность которых требует проведения мероприятий по защите персонала и населения.

101. УСЛОВИЯ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ - установленные проектом минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и условиям технического обслуживания систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и/или критериев безопасности.

102. ФИЗИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА КПРУ - технические и организационные меры обеспечения сохранности содержащихся на КПРУ ядерных материалов, радиоактивных и других специальных облучаемых в реакторе веществ, предотвращение несанкционированного доступа к ядерным материалам, радиоактивным и другим специальным веществам и своевременное обнаружение и пресечение диверсионных и террористических актов, угрожающих безопасности КПРУ.

103. ФИЗИЧЕСКИЙ ПУСК - этап ввода КПРУ в эксплуатацию, включающий загрузку реактора ядерным топливом, достижение критического состояния реактора и выполнение необходимых физических экспериментов на уровне мощности, при которой теплоотвод от реактора осуществляется за счет естественных теплопотерь (рассеяния).

104. ФУНКЦИЯ БЕЗОПАСНОСТИ - специфическая конкретная цель и действия, обеспечивающие ее достижение и направленные на предотвращение аварий или ограничение их последствий.

105. ЦЕНТРАЛЬНАЯ СБОРКА - используемая в реакторе РУСЛАН сборка с блоками-поглотителями, изотопными блоками или другими элементами, предназначенная для наработки радиоизотопов и другой продукции и для неоперативного управления реактивностью.

106. ЭЛЕМЕНТЫ - оборудование, приборы, трубопроводы, кабели, строительные конструкции и другие изделия, обеспечивающие выполнение заданных функций самостоятельно или в составе систем и рассматриваемые в проекте в качестве структурных единиц при выполнении анализов надежности и безопасности.

107. ЭКСПЛУАТАЦИЯ - вся деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой была создана КПРУ, включая работу на мощности, пуски, остановки, перегрузки топлива, поглотителей и других изделий активной зоны, испытания, техническое обслуживание, ремонты, реконструкции, инспектирование во время эксплуатации и другую, связанную с этим деятельность.

108. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ПРЕДЕЛЫ - границы значений параметров и характеристик состояния систем (элементов) и КПРУ в целом, заданные проектом для нормальной эксплуатации.

109. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЙ ПЕРСОНАЛ КПРУ - работники КПРУ, осуществляющие его эксплуатацию.

110. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ УСЛОВИЯ - установленные проектом условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и техническому обслуживанию систем (элементов), необходимые для работы без нарушения эксплуатационных пределов.

111. ЭКСПЛУАТАЦИЯ С ОТКЛОНЕНИЯМИ - эксплуатация КПРУ с нарушением эксплуатационных пределов или условий, но без нарушения пределов или условий безопасной эксплуатации.

112. ЭКСПЛУАТИРУЮЩАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ КПРУ - организация, созданная в соответствии с законодательством Российской Федерации и признанная соответствующим органом управления использованием атомной энергии пригодной эксплуатировать КПРУ и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по эксплуатации и выводу из эксплуатации КПРУ, а также деятельность по обращению с ядерными материалами, радиоактивными и другими специальными облучаемыми в реакторе веществами.

113. ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ПУСК - этап ввода КПРУ в эксплуатацию, на котором КПРУ начинает производить продукцию в соответствии с проектом и осуществляется проверка работы КПРУ на уровнях мощности вплоть до установленной для промышленной эксплуатации.

114. ЯДЕРНАЯ АВАРИЯ - авария, связанная с повреждением твэлов и/или блоков-поглотителей, и/или изотопных блоков, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим разрешенные пределы, вызванная:

- нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией в активной зоне реактора;

- возникновением критичности при перегрузке ядерного топлива, блоков-поглотителей и изотопных блоков, транспортировании и хранении ядерного топлива;

- нарушением теплоотвода от твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков;

- нарушением условий хранения твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков после облучения;

- другими причинами, приводящими к повреждению твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков.

115. ЯДЕРНО-ОПАСНЫЕ РАБОТЫ - работы на КПРУ, которые могут привести к ядерной аварии.

1. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. НАЗНАЧЕНИЕ ДОКУМЕНТА

1.1.1. "Правила обеспечения безопасности комплексов промышленных реакторных установок РУСЛАН и ЛФ-2" (далее по тексту - Правила) относятся к ведомственным нормам и правилам в области использования атомной энергии. Они являются основным нормативным документом верхнего уровня, регламентирующим вопросы безопасности эксплуатации КПРУ, рассматриваемого в качестве источника возможного радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.

1.1.2. Правила распространяются на действующие КПРУ РУСЛАН и ЛФ-2 в их существующем составе и регламентируют вопросы эксплуатации, ремонта, реконструкции и вывода КПРУ из эксплуатации.

1.1.3. Настоящие Правила устанавливают цели, ориентиры и основные критерии безопасности, основные принципы и характер технических и организационных мер, направленных на достижение безопасности, а также общие требования к конструкции, характеристикам и условиям эксплуатации систем и элементов, обеспечивающих безопасную эксплуатацию КПРУ.

Объем, полнота и глубина реализации изложенных принципов, мер и требований устанавливаются в настоящих Правилах, а также в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии и других нормативных документах и государственных стандартах (далее по тексту - нормативные документы), обоснованность применения которых для КПРУ РУСЛАН и ЛФ-2 устанавливается Минатомом России и подтверждается органом государственного регулирования и надзора за безопасностью при лицензировании.

При отсутствии специальных норм и правил, регламентирующих предлагаемые конкретные технические решения по системам (элементам) КПРУ, которые могут влиять на пределы и условия безопасной эксплуатации КПРУ, эти технические решения обосновываются разработчиком и устанавливаются в проекте в соответствии с достигнутым уровнем науки и техники. Указанные решения согласовываются с эксплуатирующей организацией, разработчиками проекта РУ и КПРУ (Главным конструктором, Научным руководителем и Генпроектантом (при необходимости)) и органами государственного и ведомственного регулирования и надзора за безопасностью.

1.1.4. Настоящие Правила обязательны для всех юридических и физических лиц, осуществляющих деятельность, связанную с эксплуатацией, ремонтом, реконструкцией и выводом из эксплуатации КПРУ, а также выполняющих проектные и конструкторские работы и изготовление систем и элементов для КПРУ.

1.1.5. Введение в действие настоящих Правил не влечет за собой прекращение действия или изменение срока действия лицензий и разрешений органа государственного регулирования и надзора за безопасностью на право ведения работ в области использования атомной энергии.

1.1.6. Необходимость, сроки и объемы приведения КПРУ в соответствие с Правилами (в том числе, при реконструкции комплексов и реакторных установок, а также при внедрении вновь вводимых нормативных документов) определяются в каждом конкретном случае в порядке, установленном для лицензирования деятельности по эксплуатации КПРУ.

1.1.7. Дополнения и изменения в настоящие Правила вносятся на основании решения органов, утвердивших Правила.

Отступления от требований Правил согласовываются с эксплуатирующей организацией, Главным конструктором, Научным руководителем, Генпроектантом (при необходимости) и утверждаются Минатомом России.

Оформление отступлений, дополнений и изменений производится в порядке, установленном Минатомом России для разработки и утверждения ведомственных норм и правил в области использования атомной энергии.

1.1.8. Должностные лица, виновные в нарушении Правил, несут личную ответственность независимо от характера и последствий нарушения в соответствии с действующим законодательством.

1.1.9. Выдача должностными лицами указаний или распоряжений, принуждающих подчиненных им лиц нарушать Правила, самовольное возобновление работ, остановленных органами регулирования и надзора за безопасностью и вышестоящими организациями Минатома, а также непринятие мер по устранению нарушений Правил, совершенных подчиненными им лицами, являются грубейшими нарушениями Правил. В зависимости от характера нарушений и их последствий все допустившие нарушения Правил должностные лица несут ответственность в дисциплинарном, административном или судебном порядке.

1.2. ОСНОВНЫЕ КРИТЕРИИ И ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

1.2.1. КПРУ удовлетворяет требованиям безопасности, если его радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, не приводит к превышению установленных доз облучения персонала и населения, нормативов по выбросам и сбросам, содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также ограничивается при запроектных авариях.

Эти условия достигаются техническими и организационными мерами, а также соблюдением требований федеральных и ведомственных Норм и правил в области использования атомной энергии и других нормативных документов.

1.2.2. Допустимые пределы доз облучения персонала и допустимые пределы доз облучения населения, допустимые выбросы и сбросы и содержание радиоактивных веществ в окружающей среде устанавливаются в соответствии с федеральными законами и федеральными и ведомственными нормами и правилами по радиационной безопасности для нормальной эксплуатации и аварий. Уровни облучения персонала на КПРУ и населения в результате выброса и сброса радиоактивных веществ с КПРУ должны быть ниже установленных пределов и на разумно достижимом низком уровне.

1.2.3. Безопасность КПРУ должна обеспечиваться за счет последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населения и окружающей среды.

Система физических барьеров КПРУ включает: топливные матрицы твэлов, сердечники блоков-поглотителей, капсулы мишеней, мишени изотопных блоков, оболочки твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков, границу контура реакторного теплоносителя, бассейны транспортно-технологической части КПРУ, предусмотренные для размещения выгруженных из реактора изделий активной зоны, герметизирующее ограждение локализующих систем безопасности и биологическую защиту.

Система технических и организационных мер КПРУ должна образовывать пять уровней глубоко эшелонированной защиты и включать следующие уровни:

УРОВЕНЬ 1(Условия размещения КПРУ и предотвращение нарушений нормальной эксплуатации):

· выбор площадки размещения КПРУ;

· наличие санитарно-защитной зоны, а также зоны наблюдения вокруг КПРУ, на которых осуществляется планирование защитных мероприятий;

· использование проекта, выполненного на основе консервативного подхода с обеспечением развитого свойства внутренней самозащищенности РУ;

· обеспечение отрицательных интегральных мощностного, температурного и плотностного (парового) коэффициентов реактивности активной зоны реактора при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии;

· использование систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, пространственной и функциональной, независимости, с учетом принципа единичного отказа, использование

· пассивных средств безопасности, обеспечивающих аварийное охлаждение реактора без подключения аварийных источников циркуляции при полном прекращении внешнего энергоснабжения КПРУ;

· использование надежных, проверенных практикой технических решений, технологических приемов и расчетных методик;

· обеспечение технического совершенства и высокой надежности систем (элементов) КПРУ и требуемого качества выполняемых работ;

· эксплуатация КПРУ в соответствии с требованиями нормативных документов, технологического регламента и инструкций по эксплуатации;

· поддержание в исправном состоянии систем (элементов), важных для безопасности, путем использования контроля за состоянием систем (элементов), своевременного определения дефектов и отказов, принятия профилактических мер, замены выработавшего ресурс оборудования и организации эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля;

· подбор и обеспечение необходимого уровня квалификации персонала КПРУ для действий при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии, формирование культуры безопасности.

УРОВЕНЬ 2(Предотвращение проектных аварий системами нормальной эксплуатации):

· выявление отклонений от нормальной работы (нарушений нормальной эксплуатации) и их устранение;

· управление при эксплуатации с отклонениями.

УРОВЕНЬ 3 (Предотвращение запроектных аварий системами безопасности):

· предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий в запроектные с применением систем безопасности;

· ослабление последствий аварий, которые не удалось предотвратить, путем локализации выделяющихся радиоактивных веществ.

УРОВЕНЬ 4 (Управление запроектными авариями):

· предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий;

· защита физических барьеров и герметизирующего ограждения от разрушения при запроектных авариях и поддержание их работоспособности;

· возвращение КПРУ в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение ядерного топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах.

УРОВЕНЬ 5 (Противоаварийное планирование):

· подготовка и осуществление при необходимости планов противоаварийных мероприятий на площадке КПРУ и за ее пределами.

Концепция глубоко эшелонированной защиты осуществляется на всех этапах деятельности, связанных с безопасностью КПРУ, в той части, которая затрагивается этим видом деятельности. Приоритетной при этом является стратегия предотвращения неблагоприятных событий, особенно для уровней 1 и 2.

1.2.4. При нормальной эксплуатации все физические барьеры КПРУ и средства их защиты должны быть работоспособными, а средства защиты должны находиться в состоянии готовности. При выявлении неработоспособности любого из предусмотренных физических барьеров, а также неработоспособности или неготовности средств их защиты РУ должна быть остановлена и приняты технические и организационные меры по приведению КПРУ в безопасное состояние.

1.2.5. Технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности КПРУ, должны быть апробированы производственным и эксплуатационным опытом, соответствующими испытаниями и исследованиями, опытом эксплуатации прототипов и соответствовать требованиям нормативных документов. Такой подход должен применяться не только при разработке оборудования и проектировании, но и при изготовлении оборудования, выполнении строительно-монтажных работ и эксплуатации КПРУ, при ремонте и реконструкции КПРУ и его систем (элементов).

1.2.6. Эксплуатация КПРУ, устройство и надежность систем (элементов), важных для безопасности, документация и различные виды работ, влияющих на обеспечение безопасности КПРУ, должны являться объектами деятельности по обеспечению качества. Эксплуатирующая организация КПРУ организует работы по обеспечению качества на всех этапах жизненного цикла КПРУ и контролирует деятельность организаций, выполняющих работы или предоставляющих услуги для КПРУ.

1.2.7. У всех лиц и организаций, связанных с эксплуатацией, реконструкцией и выводом из эксплуатации КПРУ, проектированием, конструированием и изготовлением его систем (элементов), должна формироваться культура безопасности путем проведения необходимого подбора, обучения и подготовки персонала в каждой сфере деятельности, влияющей на безопасность, строгого соблюдения дисциплины при четком разделении обязанностей и персональной ответственности, разработки и строгого соблюдения инструкций на выполняемые работы и их периодического обновления с учетом накапливаемого опыта. Все указанные лица должны знать характер и степень влияния их деятельности на безопасность. Они полностью должны отдавать себе отчет о тех последствиях, к которым может привести несоблюдение или нечеткое выполнение действующих инструкций и нормативов.

1.2.8. Эксплуатирующая организация КПРУ обеспечивает безопасность КПРУ, включая меры по предотвращению аварий и уменьшению их последствий, учету и контролю, физической защите ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, радиационному контролю за состоянием окружающей среды, а также обеспечивает использование КПРУ для производства продукции, имеющее проектное обоснование.

Эксплуатирующая организация КПРУ несет полную ответственность за безопасность КПРУ.

Ответственность эксплуатирующей организации КПРУ не снимается в связи с самостоятельной деятельностью и ответственностью организаций, выполняющих работы или предоставляющих услуги для КПРУ, а также деятельностью органов государственного и ведомственного регулирования и надзора за безопасностью.

1.2.9. Эксплуатирующая организация КПРУ создает структурное подразделение с администрацией КПРУ для осуществления непосредственно на площадке КПРУ деятельности по безопасной эксплуатации КПРУ, наделяя его необходимыми правами, финансовыми средствами, материальными и людскими ресурсами, и возлагает на него ответственность за эту деятельность, а также осуществляет контроль этой деятельности.

1.2.10. Реконструкция КПРУ может проводиться при наличии проекта и разрешения органов государственного регулирования и надзора за безопасностью на выполнение соответствующих работ, оформленных в установленном порядке.

1.2.11. В проекте КПРУ должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, направленные на предотвращение проектных аварий и ограничение их последствий и обеспечивающие безопасность при любом из учитываемых проектом исходном событии с наложением в соответствии с принципом единичного отказа одного независимого от исходного события отказа любого из следующих элементов систем безопасности: активного элемента или пассивного элемента, имеющего механические движущиеся части, или с наложением одной независимой от исходного события ошибки персонала.

Дополнительно к одному независимому от исходного события отказу одного из перечисленных выше элементов должны быть учтены не обнаруживаемые отказы неконтролируемых при эксплуатации КПРУ элементов, влияющих на развитие аварии.

Примечание:

Далее по тексту вместо "учитываемые проектом исходные события" употребляется термин "исходные события". Разрывы корпусов оборудования и сосудов, изготовление и эксплуатация которых осуществляется в соответствии с высокими требованиями федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, в число исходных событий не включаются. При этом должно быть показано, что вероятность разрушения корпуса реактора не превышает 10-7 на реактор в год.

1.2.12. В проекте КПРУ должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, направленные на предотвращение нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации.

1.2.13. Система технических и организационных мер по обеспечению безопасности должна быть представлена в ООБ (ТОБ) КПРУ, разработка которого обеспечивается эксплуатирующей организацией КПРУ с участием Главного конструктора, Научного руководителя и Генерального проектировщика. Соответствие реального состояния КПРУ информации, содержащейся в ООБ (ТОБ) КПРУ, поддерживается эксплуатирующей организацией КПРУ в течение всего срока службы КПРУ.

1.2.14. Система технических и организационных мер по обеспечению безопасности должна быть предусмотрена для технически возможных внутренних исходных событий с учетом дополнительных отказов и ошибочных действий персонала, а также для свойственных месту размещения КПРУ внешних воздействий.

1.2.15.Перечень учитываемых исходных событий, нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий разрабатывается Главным конструктором РУ, согласовывается с Научным руководителем, эксплуатирующей организацией, Генпроектантом (при необходимости) и утверждается Минатомом России.

В ООБ (ТОБ) РУ должны быть представлены исходные события нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий, пути развития аварий и их последствия. Материалы ООБ (ТОБ) РУ должны включать представительные сценарии аварий с тяжелыми последствиями для определения плана возможных ответных действий по управлению проектными и запроектными авариями.

В ООБ (ТОБ) РУ должны быть представлены реалистический (не консервативный) анализ запроектных аварий, содержащий результаты оценки вероятностей путей протекания запроектных аварий, включая аварии с полным или частичным расплавлением активной зоны (если они не исключены свойствами и устройством РУ), последствия запроектных аварий и функционирование систем безопасности.

1.2.16. Для запроектных аварий на базе перечня, устанавливаемого в соответствии с п. 1.2.15, в проекте и эксплуатационной документации должны быть предусмотрены меры по управлению этими авариями, если они не исключены свойствами внутренней самозащищенности реактора и устройством РУ.

1.2.17. Для запроектных аварий должно быть предусмотрено снижение опасности радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду путем осуществления планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии.

Основой для составления планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварий, а также для составления руководства по управлению запроектными авариями является анализ последствий запроектных аварий, приведенный в ООБ (ТОБ) РУ.

Порядок разработки и утверждения таких планов устанавливается федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии.

1.2.18. В целях исключения необходимости эвакуации населения за пределы зоны планирования защитных мероприятий, устанавливаемой в соответствии с нормативными требованиями к размещению КПРУ, следует стремиться к тому, чтобы оцененное значение вероятности установленного этими требованиями предельного аварийного выброса не превышало 10-6 на реактор в год.

Если в результате анализа последствий запроектных аварий с оценкой вероятности выбросов будет получена вероятность предельного аварийного выброса, превышающая указанное значение, с целью ослабления последствий аварий следует предусматривать дополнительные технические решения по управлению авариями.

1.2.19. На КПРУ должны быть предусмотрены технические и организационные меры по обеспечению физической защиты и пожарной безопасности.

1.2.20. На КПРУ должны быть предусмотрены средства связи, в том числе дублирующие, для организации управления установкой и системами оповещения в режимах нормальной эксплуатации, при проектных и запроектных авариях.

1.2.21. На КПРУ должен быть обеспечен документальный учет и контроль всех ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов.

2. КЛАССИФИКАЦИЯ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ

2.1. Системы и элементы КПРУ различаются:

· по назначению;

· по влиянию на безопасность;

· по характеру выполняемых ими функций безопасности.

2.2. Системы и элементы КПРУ по назначению разделяются на:

· системы и элементы нормальной эксплуатации;

· системы и элементы безопасности.

2.3. Системы и элементы КПРУ по влиянию на безопасность разделяются на:

· важные для безопасности;

· остальные, не влияющие на безопасность.

2.4. Системы и элементы безопасности по характеру выполняемых ими функций разделяются на:

· защитные;

· локализующие;

· обеспечивающие;

· управляющие.

2.5. По влиянию элементов КПРУ на безопасность устанавливаются четыре класса безопасности:

Класс безопасности 1. К классу безопасности 1 относятся твэлы и элементы КПРУ, отказы которых являются исходными событиями запроектных аварий, приводящими при проектном функционировании систем безопасности к повреждению твэлов и/или блоков-поглотителей, и/или изотопных блоков с превышением установленных для проектных аварий пределов.

Класс безопасности 2. К классу безопасности 2 относятся следующие элементы КПРУ:

· элементы, отказы которых являются исходными событиями, приводящими к повреждению твэлов и/или блоков-поглотителей, и/или изотопных блоков в пределах, установленных для проектных аварий, при проектном функционировании систем безопасности с учетом нормируемого для проектных аварий количества отказов в них;

· элементы систем безопасности, единичные отказы которых приводят к невыполнению этими системами своих функций.

Класс безопасности 3. К классу безопасности 3 относятся элементы КПРУ:

· систем, важных для безопасности, не вошедшие в классы безопасности 1 и 2;

· содержащие радиоактивные вещества, выход которых в окружающую среду (включая производственные помещения КПРУ) при отказах превышает значения, установленные в соответствии с нормами радиационной безопасности;

· выполняющие контрольные функции радиационной защиты персонала и населения.

Класс безопасности 4. К классу безопасности 4 относятся элементы нормальной эксплуатации КПРУ, не влияющие на безопасность и не вошедшие в классы безопасности 1, 2, 3. Элементы, используемые для управления авариями, не вошедшие в классы безопасности 1,2 и 3, относятся к классу безопасности 4.

2.6. Если какой-либо элемент одновременно содержит признаки разных классов безопасности, то он должен быть отнесен к более высокому классу.

2.7. Участки, разделяющие элементы разных классов безопасности, должны быть отнесены к более высокому классу.

2.8. Класс безопасности является обязательным признаком при формировании других классификаций элементов КПРУ, определяемых нормативно-технической документацией, распространенной на КПРУ. Другие признаки этих классификаций устанавливаются в соответствии с комплексом нормируемых нормативно-технической документацией характеристик элементов КПРУ.

2.9. Классы безопасности элементов КПРУ назначаются Главным конструктором и разработчиками систем, важных для безопасности, в соответствии с требованиями настоящих Правил. Классы безопасности согласовываются с Генпроектантом и эксплуатирующей организацией.

2.10. Требования к качеству элементов КПРУ, отнесенных к классам 1, 2 и 3, и к его обеспечению устанавливаются в распространенной на установку нормативно-технической документации, нормирующей их устройство и эксплуатацию.

К элементам, отнесенным к классу безопасности 4, предъявляются требования общепромышленных нормативных документов, кроме случаев, когда на эти элементы распространяются требования специальных нормативно-технических документов, распространенных на КПРУ.

2.11. Принадлежность элементов к классу безопасности 1, 2, 3 и 4 и распространение на них специальных нормативно-технических документов должны указываться в документации на разработку, изготовление и поставку систем и элементов КПРУ и в ООБ (ТОБ) РУ.

2.12. Классификационное обозначение отражает принадлежность элемента к классу безопасности 1, 2, 3, 4.

2.13. Классификационное обозначение дополняется следующим символом, отражающим назначение элемента:

Н - элемент нормальной эксплуатации;

3 - защитный элемент;

Л - локализующий элемент;

О - обеспечивающий элемент;

У - элемент УСБ.

Если элемент имеет несколько назначений, то все они входят в его обозначение.

Примеры классификационного обозначения: 2Н, ЗЛ, 2НЗУ, 4Н.

3. ГОСУДАРСТВЕННОЕ УПРАВЛЕНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ С ЦЕЛЬЮ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА ПРОМЫШЛЕННОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ И ГОСУДАРСТВЕННОЕ И ВЕДОМСТВЕННОЕ РЕГУЛИРОВАНИЕ И НАДЗОР ЗА БЕЗОПАСНОСТЬЮ КОМПЛЕКСА

3.1. Государственное управление использованием атомной энергии осуществляется специально уполномоченными на то федеральными органами исполнительной власти в соответствии с их компетенцией.

В области использования атомной энергии, относящейся к КПРУ РУСЛАН и ЛФ-2, государственное управление использованием атомной энергии возложено на Министерство Российской Федерации по атомной энергии (Минатом России), которое выполняет свои функции в соответствии с положением о нем, руководствуясь Конституцией Российской Федерации, федеральными законами, указами и распоряжениями Президента Российской Федерации, постановлениями и распоряжениями Правительства Российской Федерации, федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии и иными нормативными документами.

В компетенцию Минатома России входит разработка и реализация мер по обеспечению безопасности при использовании атомной энергии, а также осуществление ведомственного регулирования и надзора за безопасностью в подведомственных ему организациях.

3.2. Минатом России назначает эксплуатирующую организацию, способную эксплуатировать КПРУ и осуществлять собственными силами или с привлечением других организаций деятельность по безопасной эксплуатации и выводу из эксплуатации КПРУ. Для осуществления этих видов деятельности эксплуатирующая организация КПРУ должна иметь лицензии органа государственного регулирования и надзора за безопасностью.

Непосредственное руководство эксплуатирующей организацией КПРУ РУСЛАН и ЛФ-2 осуществляет соответствующий Департамент Минатома России (Департамент ядерно-топливного цикла (ДЯТЦ) или другая организация или Департамент по назначению Минатома России или по принадлежности эксплуатирующей организации).

3.3. Минатом России в рамках своих полномочий устанавливает порядок назначения организаций-разработчиков проектной и конструкторской документации для КПРУ, устанавливает порядок взаимодействия разработчиков проектной и конструкторской документации с эксплуатирующей организацией КПРУ, а также регулирует отношения всех организаций, принимающих участие в разработке документации для КПРУ и его эксплуатации на всех стадиях жизненного цикла КПРУ (эксплуатация, ремонт, реконструкция и вывод из эксплуатации).

3.4. В случае неспособности эксплуатирующей организации КПРУ обеспечить безопасность КПРУ Минатом России несет ответственность за безопасность КПРУ и надлежащее обращение с ядерными материалами, радиоактивными веществами и радиоактивными отходами. Минатом России обязан обеспечить безопасность КПРУ и надлежащее обращение с ядерными материалами, радиоактивными веществами и радиоактивными отходами до создания новой эксплуатирующей организации КПРУ.

3.5. Государственное регулирование и надзор за безопасностью при использовании атомной энергии осуществляется специально уполномоченными на то федеральными органами исполнительной власти - органами государственного регулирования и надзора за безопасностью, осуществляющими регулирование ядерной, радиационной, технической и пожарной безопасности. Ведомственное регулирование и надзор за безопасностью КПРУ возложено на Минатом России.

3.6. Орган государственного регулирования и надзора за безопасностью рассматривает материалы, обосновывающие ядерную и радиационную безопасность КПРУ и выдает в установленном порядке: лицензии эксплуатирующей организации КПРУ и организациям, выполняющим работы и предоставляющим услуги для эксплуатирующей организации КПРУ, а также разрешения работникам КПРУ на право ведения работ в соответствии с установленными Правительством Российской Федерации перечнями.

3.7. Минатом России осуществляет ведомственный контроль за безопасностью КПРУ, а также рассматривает материалы, обосновывающие ядерную и радиационную безопасность КПРУ при изменении стартовой загрузки активной зоны реактора, изменении конструкции систем (элементов), важных для безопасности, и эксплуатационных параметров КПРУ, утверждает технологический регламент КПРУ, решает вопросы, связанные с ремонтом и реконструкцией КПРУ, а также обеспечивает проведение мероприятий, направленных на выполнение решений органа государственного регулирования и надзора за безопасностью.

Ведомственное регулирование и надзор за безопасностью КПРУ осуществляет соответствующий Департамент Минатома России (Департамент безопасности и чрезвычайных ситуаций (ДБ и ЧС) или другая организация или Департамент по назначению Минатома России).

4. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ, РЕАЛИЗУЕМЫЕ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОМПЛЕКСА ПРОМЫШЛЕННОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ И ЕГО СИСТЕМ

4.1. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

4.1.1. Важные для безопасности системы (элементы) КПРУ должны соответствовать принципам и требованиям настоящих Правил, а также федеральным нормам и правилам в области использования атомной энергии и нормативным документам, применение которых подтверждается органом государственного регулирования и надзора за безопасностью при лицензировании.

4.1.2. Важные для безопасности системы (элементы) КПРУ должны быть способны выполнить свои функции по обеспечению безопасности в установленном проектом объеме с учетом воздействия природных явлений (землетрясений, ураганов, наводнений, возможных в районе площадки КПРУ), внешних техногенных событий, свойственных площадке КПРУ, и/или при возможных механических, тепловых, химических и прочих воздействиях, возникающих при проектных авариях.

4.1.3. КПРУ должен иметь системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих основных функций безопасности:

· аварийной остановки реактора и поддержания его в подкритическом состоянии;

· аварийного отвода тепла от реактора;

· удержания радиоактивных веществ в установленных границах.

Необходимый объем и способы осуществления функций безопасности устанавливаются и обосновываются в проекте КПРУ и отражаются в ООБ (ТОБ) РУ.

4.1.4. Системы безопасности должны функционировать таким образом, чтобы начавшееся действие доводилось до предусмотренного проектом полного выполнения их функций.

4.1.5. На КПРУ должны быть предусмотрены технические средства, обеспечивающие уменьшение последствий запроектных аварий.

4.1.6. Проектной и эксплуатационной документацией важных для безопасности систем (элементов) КПРУ должны быть предусмотрены приспособления, устройства, программы, методики и рабочие графики для:

1) проверки работоспособности систем и элементов (включая устройства, расположенные внутри реактора), замены оборудования, отработавшего свой ресурс;

2) испытания систем на соответствие их проектным характеристикам, включая комплексные опробования;

3) проверки последовательности и времени прохождения сигналов и включения оборудования;

4) периодического (диагностического) контроля состояния основного металла и сварных соединений оборудования и трубопроводов КПРУ в соответствии с действующей на КПРУ нормативной документацией;

5) проверки метрологических характеристик измерительных каналов на соответствие проектным требованиям.

Эксплуатационной документацией должны быть определены перечни систем и элементов, работоспособность и характеристики которых проверяются на работающем или остановленном реакторе, с указанием состояния установки и важных для безопасности систем (элементов) при проведении проверки.

Проводимые проверки не должны влиять на безопасность КПРУ.

4.1.7.Системы (элементы) КПРУ, важные для безопасности, должны проходить, как правило, прямую и полную проверку на соответствие проектным характеристикам после ремонта, реконструкции и периодически в течение всего срока службы КПРУ.

Если проведение прямой и/или полной проверки невозможно, следует проводить косвенные и/или частичные проверки. Достаточность косвенной и/или частичной проверки должна быть обоснована в проектной документации.

При эксплуатации КПРУ техническое обслуживание и проверки должны проводиться на основании требований технологического регламента и эксплуатационной документации при соблюдении пределов и условий безопасной эксплуатации, установленных в проекте или в ООБ (ТОБ) РУ и приведенных в технологическом регламенте и эксплуатационной документации КПРУ. Периодичность и допустимое время технического обслуживания и проверок должны быть приняты в соответствии с действующими нормативными документами или обоснованы в проекте.

4.1.8. На КПРУ должны быть предусмотрены меры по предупреждению или защите систем (элементов) от отказов по общей причине.

4.1.9. На КПРУ должны быть предусмотрены средства и меры, с помощью которых исключаются единичные ошибки персонала или ослабляются их последствия, в том числе при техническом обслуживании.

4.1.10. Совмещение функций систем КПРУ должно быть обосновано. Совмещение функций безопасности с функциями нормальной эксплуатации не должно приводить к нарушению требований обеспечения безопасности КПРУ и снижению требуемой надежности систем (элементов), важных для безопасности.

4.1.11. В проекте или в ООБ (ТОБ) РУ должны быть установлены, а в технологическом регламенте и эксплуатационной документации КПРУ приведены эксплуатационные пределы и условия, пределы и условия безопасной эксплуатации, а также проектные пределы, установленные для проектных аварий.

4.1.12. На КПРУ должен иметься перечень ядерно-опасных работ.

4.1.13. ООБ (ТОБ) РУ должен содержать данные о показателях надежности систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности, и их элементов, отнесенных к классам безопасности 1 и 2, а также систем и элементов безопасности.

4.2. КОНСТРУКЦИЯ И ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

4.2.1. В проектных материалах и в ООБ (ТОБ) РУ должны быть установлены, а в технологическом регламенте и эксплуатационной документации приведены пределы повреждения твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков для нормальной эксплуатации и проектных аварий и связанные с ними уровни радиоактивности теплоносителя реактора по реперным изотопам и радиоактивных выбросов. Установленные пределы должны быть обоснованы.

При эксплуатации КПРУ должно исключаться превышение установленных пределов повреждения твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков.

4.2.2. При нормальной эксплуатации КПРУ должно исключаться превышение эксплуатационных пределов повреждения твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков.

Не допускается превышение указанных пределов при следующих нарушениях нормальной эксплуатации (с учетом действия защитных систем):

1) предусмотренных проектом неисправностях систем контроля и управления реактора;

2) потере энергоснабжения главных циркуляционных насосов;

3) полной потере внешних источников энергоснабжения КПРУ, предусмотренных для нормальной эксплуатации;

4) течах первого контура, компенсируемых системами подпитки КПРУ и/или системами возврата теплоносителя в первый контур.

При прочих нарушениях нормальной эксплуатации, не перешедших в аварию, должно исключаться превышение пределов безопасной эксплуатации твэлов и/или блоков-поглотителей, и/или изотопных блоков.

4.2.3. КПРУ должен отвечать требованиям обеспечения безопасности с учетом изменений состава, структуры и конфигурации активной зоны реактора, связанных с выполнением производственных программ и облучением экспериментальных и опытных изделий активной зоны.

4.2.4. При эксплуатации КПРУ интегральные мощностной, плотностной (паровой) и температурный коэффициенты реактивности не должны быть положительными при любых режимах работы реактора и его активной зоны. Если эти коэффициенты в каких-либо эксплуатационных условиях или для каких-либо используемых в активной зоне изделий положительны, должна быть обоснована и обеспечена (при необходимости) особыми мерами и средствами безопасность эксплуатации КПРУ при нормальной эксплуатации и проектных авариях.

4.2.5. Конструкция изделий активной зоны должна быть такой, чтобы формоизменения элементов изделий, возможные при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях, не вызывали уменьшения проходных сечений, приводящих к повреждению твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков сверх соответствующих пределов, и не препятствовали нормальному функционированию рабочих органов СУЗ.

4.2.6. При нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях должны быть исключены эксплуатационные операции, приводящие к непредусмотренным перемещениям и/или деформациям элементов активной зоны, вызывающим непредусмотренное увеличение реактивности, нарушающим нормальное функционирование средств воздействия на реактивность и аварийной остановки реактора, препятствующим охлаждению твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков или приводящим к недопустимому ухудшению разбираемости изделий активной зоны после облучения.

4.2.7. Структура и конфигурация размещения в активной зоне и характеристики ядерного топлива, блоков-поглотителей, изотопных блоков, средств воздействия на реактивность и других устройств, с учетом нормальной работы систем контроля и управления РУ, должны исключать возможность возникновения локального энерговыделения, приводящего к повреждению твэлов, блоков-поглотителей или изотопных блоков сверх соответствующих проектных пределов.

4.2.8. При нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях должны быть исключены эксплуатационные операции, приводящие к возникновению локальных критических масс.

4.2.9. Оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение вероятности тяжелого повреждения или расплавления активной зоны при запроектных авариях не должно превышать 10-4 на реактор в год.

4.2.10. Характеристики ядерного топлива, конструкции реактора и другого оборудования первого контура с учетом работы других систем не должны допускать при тяжелых запроектных авариях, в том числе с расплавлением топлива, образования вторичных критических масс.

В случае существования такой возможности техническими мерами должно быть обеспечено непревышение предельного аварийного выброса, устанавливаемого в соответствии с п. 1.2.18.

4.2.11. Активная зона и исполнительные механизмы СУЗ должны быть выполнены таким образом, чтобы исключались заклинивание, выброс рабочих органов (стержней СУЗ) или их самопроизвольное расцепление с приводами СУЗ.

4.2.12. Составные части активной зоны (твэл, ТВС, ЦС, блоки-поглотители, блоки изотопные и т.д.) перед постановкой в реактор должны иметь отличительную маркировку, позволяющую надежно идентифицировать их при сборке и/или загрузке в реактор.

4.2.13. Изменение состава, структуры и конфигурации активной зоны и постановка на облучение экспериментальных и опытных устройств и изделий активной зоны должно производиться в соответствии с разделом 5.3 настоящих Правил.

4.2.14. Эксплуатация в реакторе экспериментальных и опытных устройств и облучение экспериментальных и опытных изделий активной зоны не должны вызывать нарушения пределов и/или условий безопасной эксплуатации КПРУ и влиять на способность систем, важных для безопасности, выполнять свои функции.

4.2.15. Характеристики активной зоны и рабочих органов СУЗ должны быть такими, чтобы введение в активную зону рабочих органов СУЗ для любой комбинации их расположения при Нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях обеспечивало ввод отрицательной реактивности на любом участке их движения.

4.3. КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРА

4.3.1. Первый контур КПРУ должен обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора, исключающий перегрев сверх установленных пределов твэлов, блоков-поглотителей, изотопных блоков, изделий и конструкционных элементов активной зоны, а также экспериментальных и опытных устройств и изделий во всех режимах работы реактора при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

4.3.2. В эксплуатационной документации КПРУ должны быть определены границы первого контура и системы первого контура.

4.3.3. Все оборудование и трубопроводы первого контура должны выдерживать без разрушений статические и динамические нагрузки и температурные воздействия, возникающие в его узлах и компонентах (с учетом действий защитных систем безопасности и их возможных отказов в соответствии с п. 1.2.11) при всех учитываемых исходных событиях.

4.3.4. На КПРУ должна иметься документация, подтверждающая, что в соответствии с действующими нормами прочности обеспечивается прочность оборудования и трубопроводов первого контура при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, проектных авариях и учитываемых природных воздействиях в течение всего срока эксплуатации РУ.

4.3.5. При нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях КПРУ РУСЛАН должны быть исключены эксплуатационные воздействия на оборудование и трубопроводы первого контура, ухудшающие условия развития естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре при потере или отсутствии принудительной циркуляции.

4.3.6. Теплообменное оборудование, служащее для отвода тепла от первого контура РУ, должно сохранять достаточную эффективность при ухудшении условий теплообмена в процессе эксплуатации.

КПРУ должен быть оснащен системой очистки поверхностей теплообмена от ухудшающих теплопередачу загрязнений и осадков по стороне второго контура, обеспечивающей достаточную эффективность теплообменного оборудования.

4.3.7. На КПРУ должны поддерживаться и контролироваться заданные водно-химический и газовые режимы, включая показатели качества теплоносителя первого контура и воды технологических бассейнов выдержки и содержание радиолитического водорода в газовых полостях оборудования, соприкасающихся со средой первого контура.

4.3.8. На КПРУ должны быть предусмотрены технические средства для предотвращения потерь теплоносителя из первого контура РУ, ведущих к нарушению циркуляции теплоносителя первого контура через активную зону и повреждению твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков сверх соответствующих проектных пределов.

4.3.9. На КПРУ должны быть предусмотрены средства и методы обнаружения течи теплоносителя первого контура, позволяющие на работающей и остановленной РУ с достаточной точностью определять местонахождение течи и, по возможности, ее расход.

4.3.10. На КПРУ должны быть предусмотрены меры по защите первого контура от непредусмотренного технологическим регламентом и эксплуатационной документацией дренирования теплоносителя.

4.4. УПРАВЛЕНИЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИМИ ПРОЦЕССАМИ

4.4.1. Общие требования

4.4.1.1. Системы контроля и управления КПРУ должны обеспечивать с заданным качеством, надежностью и метрологическими характеристиками контроль, представление и документирование информации о параметрах, характеризующих работу КПРУ во всех возможных диапазонах их изменения, и дистанционное, автоматизированное и/или автоматическое управление системами, обеспечивающее управление технологическими процессами во всех режимах работы КПРУ.

4.4.1.2. В технологическом регламенте и эксплуатационной документации КПРУ должны быть приведены перечни:

1) контролируемых параметров и сигналов о состоянии КПРУ;

2) регулируемых параметров и управляющих сигналов;

3) уставок и условий срабатывания предупредительной защиты;

4) уставок и условий срабатывания аварийной защиты;

5) параметров, необходимых для работы систем безопасности;

6) блокировок и защит оборудования КПРУ и условий их срабатывания.

4.4.1.3. В системах контроля и управления КПРУ должны быть предусмотрены устройства выдачи следующих сигналов:

1) указательных - о наличии напряжения в цепях электропитания, состоянии оборудования и приборов и т.п.;

2) предупредительных (световых и звуковых) - при нарушении нормальной эксплуатации по контролируемым параметрам;

3) аварийных (световых и звуковых) - при достижении параметрами уставок и условий срабатывания аварийной защиты;

4) аварийного оповещения (сирена с отличительной звуковой окраской).

4.4.1.4. Используемые в системах контроля и управления КПРУ средства должны иметь соответствующее проектное обоснование надежности функционирования. Предпочтительно использовать аттестованное программное обеспечение или программные средства, находящиеся в эксплуатации и имеющие достаточно высокие показатели качества и надёжности.

4.4.1.5. В технологическом регламенте и эксплуатационной документации КПРУ должны быть установлены:

1) допустимые уровни мощности РУ в зависимости от работоспособности систем контроля и управления при частичной потере функций систем;

2) условия вывода в ремонт систем контроля и управления КПРУ.

Для контролируемых и регулируемых параметров должны быть обоснованы и указаны диапазоны и скорости их изменения при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях.

4.4.1.6. На КПРУ должна быть предусмотрена диагностика состояния и исправности систем контроля и управления, обеспечивающая фиксацию отклонений от условий нормальной эксплуатации.

4.4.1.7. Необходимое количество каналов контроля и диагностики, размещение их датчиков должны иметь проектное обоснование, учитывающее требования обеспечения надежности и резервирования.

4.4.1.8. Неисправность каналов систем контроля, управления и защиты должна приводить к появлению сигналов на щитах управления и вызывать действия по обеспечению безопасности КПРУ.

4.4.1.9. Системы (элементы) контроля и управления КПРУ должны проходить метрологическую аттестацию и поверку в установленном порядке, а конструкторская и эксплуатационная документация должна проходить метрологическую экспертизу.

4.4.1.10. Эксплуатационная документация по системам контроля и управления КПРУ должна содержать информацию о характерных неисправностях и отказах и методах их устранения.

4.4.1.11. На КПРУ должны быть предусмотрены организационные и технические меры по исключению несанкционированного доступа к системам контроля и управления.

4.4.1.12. РУ должна быть оснащена средствами контроля и управления нейтронным потоком в активной зоне при всех эксплуатационных режимах, в том числе при перегрузочных работах.

4.4.1.13. На РУ должны быть предусмотрены средства и методы контроля реактивности, включая подкритичность заглушённого реактора.

4.4.1.14. Для контроля за изменением реактивности (подкритичности заглушённого реактора) РУ должна быть оснащена системой контроля реактивности с устройствами демонстрации, записи и автоматического переключения диапазонов измерения плотности потока нейтронов и реактивности.

4.4.1.15. РУ должна быть оснащена системой контроля герметичности оболочек твэлов, позволяющей, по возможности, устанавливать местонахождение негерметичных изделий в активной зоне.

4.4.1.16. РУ должна быть оснащена системой контроля температуры теплоносителя на выходе из ТВС (каналов) активной зоны.

4.4.1.17. На РУ должны быть предусмотрены средства контроля неравномерности энерговыделения по активной зоне реактора.

4.4.1.18. На КПРУ должен быть обеспечен контроль радиоактивности теплоносителя и контроль сбросов и выбросов радиоактивных веществ в местах их организованного выхода, а также контроль радиационной обстановки в обслуживаемых помещениях, периодический контроль в необслуживаемых помещениях и на окружающей местности (в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения) при эксплуатации КПРУ, включая аварии, и при выводе КПРУ из эксплуатации в соответствии с действующей нормативной документацией.

4.4.1.19. На КПРУ должен быть обеспечен контроль качества теплоносителя, используемого в системах КПРУ, и контроль концентрации взрывоопасных газов в помещениях КПРУ в соответствии с проектом.

4.4.1.20. На КПРУ должен быть обеспечен контроль условий безопасного хранения и транспортирования ядерного топлива, других изделий активной зоны и радиоактивных отходов с необходимой сигнализацией.

4.4.1.21. На КПРУ для управления технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации и систем безопасности должны быть предусмотрены:

1) главный щит управления;

2).резервный щит управления;

3) управляющие системы нормальной эксплуатации;

4) управляющие системы безопасности;

5) автономные средства регистрации и хранения информации.

4.4.2. Главный щит управления

4.4.2.1. Управление КПРУ и его системами должно производиться с главного щита управления. С ГЩУ оперативный персонал осуществляет управление технологическим оборудованием систем нормальной эксплуатации и систем безопасности при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

Для автономных систем нормальной эксплуатации допускается использование местных пультов управления.

4.4.2.2. На КПРУ должны быть предусмотрены меры для обеспечения живучести, пригодности для обслуживания и нормального функционирования ГЩУ по управлению КПРУ во всех режимах, включая проектные и запроектные аварии.

4.4.2.3. Параметры, которые необходимо контролировать на ГЩУ, должны отображаться для обеспечения оперативного представления персоналу однозначной информации о соблюдении пределов и условий безопасной эксплуатации КПРУ, а также идентификации и диагностики автоматического срабатывания и функционирования систем безопасности.

На ГЩУ должны быть предусмотрены меры по оптимизации взаимодействия системы "человек-машина".

На ГЩУ должны быть предусмотрены:

1) средства контроля и управления процессами деления ядерного топлива во всех режимах и при всех условиях в активной зоне при нормальной эксплуатации (в том числе и в подкритическом режиме в процессе перегрузки ядерного топлива, блоков-поглотителей и изотопных блоков);

2) средства контроля и управления охлаждением реактора при нормальной эксплуатации КПРУ и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии;

3) указатели положения рабочих органов СУЗ;

4) системы информационной поддержки оператора, в том числе система оперативного представления персоналу обобщенной информации, характеризующей текущее состояние РУ и КПРУ в целом.

4.4.2.4. На реконструированном КПРУ должны автоматически регистрироваться предусмотренные проектом команды на управление технологическим оборудованием, формируемые системой автоматического управления или ключами дистанционного управления с панелей ГЩУ.

4.4.3. Резервный щит управления

4.4.3.1. На КПРУ должен быть предусмотрен резервный щит управления. С РЩУ должны осуществляться следующие функции:

1) перевод реактора в подкритическое состояние;

2) контроль отвода тепла от реактора;

3) контроль состояния реактора.

4.4.3.2. Должна быть обеспечена независимость от ГЩУ и обоснованы достаточные живучесть и пригодность для обслуживания РЩУ.

Должны быть приняты меры, направленные на исключение отказа ГЩУ и РЩУ и их цепей контроля и управления по общей причине при учитываемых исходных событиях.

4.4.4. Управляющие системы нормальной эксплуатации

4.4.4.1. Управляющие системы нормальной эксплуатации должны осуществлять управление технологическими процессами во всех режимах работы КПРУ с установленными в проекте показателями качества, надежности и метрологическими характеристиками.

УСНЭ должны иметь в своем составе:

1) средства надежной групповой и индивидуальной связи между ГЩУ, РЩУ, местными пультами (постами) управления и обслуживаемыми технологическими помещениями КПРУ и эксплуатационным персоналом КПРУ, выполняющим работы по месту;

2) средства, обеспечивающие возможность идентификации исходных событий аварий и, по возможности, позволяющие устанавливать фактические алгоритмы работы систем КПРУ, важных для безопасности, отклонения от штатных алгоритмов, фактические действия персонала.

В составе УСНЭ реконструированного КПРУ должны быть предусмотрены средства, обеспечивающие сбор, обработку, документирование и хранение информации, достаточной для того, чтобы имелась возможность своевременного и однозначного установления исходных событий возникновения нарушений нормальной эксплуатации и аварий, их развития, установления фактического алгоритма работы систем безопасности и элементов, важных для безопасности, отнесенных к классам безопасности 1 и 2, в том числе систем контроля и управления, отклонений от штатных алгоритмов, фактических действий персонала.

4.4.4.2. УСНЭ реконструированного КПРУ должны обеспечивать автоматическую и/или автоматизированную диагностику состояния КПРУ, в том числе технических и программных средств контроля и управления.

4.4.4.3. Проектная документация УСНЭ КПРУ должна содержать:

1) анализ реакции систем контроля и управления РУ и КПРУ на возможные отказы в системе;

2) анализ надежности функционирования технических и программных средств и системы в целом.

4.4.5. Управляющие системы безопасности

4.4.5.1. На КПРУ должны быть предусмотрены управляющие системы безопасности.

4.4.5.2. УСБ должны автоматически выполнять свои функции при возникновении условий, предусмотренных проектом.

4.4.5.3. На КПРУ должна быть предусмотрена возможность дистанционного включения в действие систем безопасности и ручного - для включения арматуры по месту ее установки. Отказ в цепи автоматического включения не должен препятствовать дистанционному включению и осуществлению функции безопасности. Для дистанционного включения должно быть достаточным воздействие на минимальное число элементов (ключ или кнопка).

4.4.5.4. Построение УСБ должно сокращать возможность ложных срабатываний до минимума.

4.4.5.5. УСБ должны быть в такой мере отделены от УСНЭ, чтобы нарушения или вывод из работы любого элемента или канала УСНЭ не влияли на способность УСБ выполнять свои функции.

4.4.5.6. УСБ должны, удовлетворять следующим принципам безопасности:

1)резервирования;

2) независимости.

Резервирование и независимость должны быть таковы, чтобы любые единичные отказы в УСБ не нарушали их работоспособность, а также, по возможности, обеспечивалась защита от отказов по общей причине в соответствии с п .4.1.8.

4.4.5.7. В УСБ должны предусматриваться:

1) по возможности, непрерывная автоматическая диагностика работоспособности систем управления;

2) периодическая диагностика исправности каналов УСБ и диагностика технологического оборудования в соответствии с п.4.1.7 с пульта ГЩУ.

Отказы и неисправности технических и программных средств и повреждения УСБ должны приводить к появлению сигналов на щитах управления и вызывать действия, направленные на обеспечение безопасности КПРУ. В тех случаях, когда это технически невозможно, методика и средства периодических проверок УСБ должны выявлять имеющиеся нарушения без снижения функциональной готовности других систем и элементов безопасности и систем (элементов), важных для безопасности, отнесенных к классам безопасности 1 и 2.

4.4.5.8. РУ должна быть оснащена системой АЗТП, инициирующей защитные воздействия на реактор при достижении технологическими параметрами предусмотренных проектом уставок. Структура аппаратуры системы АЗТП (в части независимых комплектов, инициирующих формирование сигналов AЗ), включающая измерительные преобразователи и средства функциональной и логической обработки, должна соответствовать структуре аппаратуры AЗ СУЗ.

4.4.5.9. В проекте или в ООБ (ТОБ) РУ должен быть приведен и обоснован перечень технологических параметров, по которым необходимо осуществлять защитные воздействия на реактор с помощью АЗТП, а также время прохождения соответствующих сигналов до рабочих органов AЗ. Уставки и условия срабатывания защитных воздействий должны выбираться таким образом, чтобы предотвратить нарушения пределов безопасной эксплуатации.

4.4.5.10. Любой комплект аппаратуры реконструированной АЗТП должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем проектном диапазоне изменения технологических параметров КПРУ обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

4.4.5.11. Проектные материалы по УСБ должны содержать результаты анализа в объеме, аналогичном требованиям п. 4.4.4.4.

4.4.6. Автономные средства регистрации и хранения информации

4.4.6.1. На реконструированном КПРУ должны быть предусмотрены автономные средства, обеспечивающие регистрацию и хранение информации, необходимой для расследования аварий. Указанные средства должны быть защищены от несанкционированного доступа, сохранять информацию и, по возможности, работоспособность в части регистрации и хранения поступающей информации в условиях проектных и запроектных аварий. Объем регистрируемой и сохраняемой информации должен быть обоснован в проекте средств регистрации и хранения информации.

4.5. ЗАЩИТНЫЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ

4.5.1. В составе КПРУ должны быть предусмотрены защитные системы безопасности, обеспечивающие в любых режимах нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая проектные аварии:

1) надежный аварийный останов реактора и поддержание его в подкритическом состоянии;

2) аварийный отвод тепла от реактора;

3) другие защитные системы безопасности, необходимость которых определяется проектом.

4.5.2. Эффективность и быстродействие системы аварийного останова реактора должны быть достаточны для ограничения энерговыделения уровнем, не приводящим к повреждению твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков сверх установленных пределов для нормальной эксплуатации или для проектных аварий, и подавления положительной реактивности, возникающей в результате проявления любого предусмотренного проектом эффекта реактивности или возможного сочетания эффектов реактивности при нормальной эксплуатации и проектных авариях.

4.5.3. Действие защитных систем безопасности должно обеспечиваться независимо от наличия и состояния источников энергопитания.

4.5.4. Срабатывание защитных систем безопасности не должно приводить к повреждению и отказам оборудования систем нормальной эксплуатации. В проекте должно быть обосновано допустимое за срок эксплуатации КПРУ число срабатываний аварийной защиты (в том числе и ложных срабатываний), исходя из их влияния на ресурс работы оборудования.

4.5.5. В составе КПРУ должна быть предусмотрена система аварийного отвода тепла от реактора, обеспечивающая аварийное охлаждение активной зоны и предотвращающая с необходимой надежностью для рассматриваемых проектных аварий и отказов повреждение твэлов, блоков-поглотителей и изотопных блоков сверх соответствующих пределов.

4.5.6. Система аварийного отвода тепла от реактора должна обеспечивать выполнение требований п. 1.2.11. На реконструированном КПРУ система аварийного отвода тепла от реактора должна состоять из нескольких независимых каналов.

Допускается использование систем (каналов) охлаждения, предназначенных для нормальной эксплуатации, в качестве систем (каналов) аварийного отвода тепла от реактора. В этом случае они должны удовлетворять требованиям, предъявляемым к системам безопасности.

4.5.7. Включение и работа системы аварийного отвода тепла от реактора не должны приводить к выходу реактора в критическое состояние.

4.5.8. В составе КПРУ должна быть предусмотрена система аварийной подпитки или возврата протечек теплоносителя, обеспечивающая компенсацию утечки теплоносителя при проектной разгерметизации первого контура КПРУ.

4.6. ЛОКАЛИЗУЮЩИЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ

4.6.1. На КПРУ должны быть предусмотрены локализующие системы безопасности для частичного или полного удержания при аварии радиоактивных веществ и ионизирующего излучения в предусмотренных проектом границах.

4.6.2. Реактор и содержащие радиоактивные вещества системы и элементы КПРУ должны размещаться в герметизированных помещениях, локализующих выделяющиеся при проектных авариях радиоактивные вещества в их границах так, чтобы при нормальной эксплуатации и проектных авариях не превышались соответствующие установленные дозы облучения персонала и населения, а также нормативы по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде. Необходимость, и допустимость выброса радиоактивных веществ при запроектных авариях должны быть обоснованы проектом.

4.6.3. Все пересекающие границы герметизирующего ограждения коммуникации, через которые при аварии возможен выход радиоактивных веществ, должны быть оборудованы изолирующими элементами. Изолирующие элементы допускается не устанавливать, если в проектных материалах обосновано непревышение допустимых норм выброса в соседние помещения.

4.6.4. На КПРУ должны быть предусмотрены меры по обнаружению и предотвращению образования взрывоопасных концентраций газов в помещениях локализующих систем безопасности.

4.7. ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ

4.7.1. На КПРУ должны быть предусмотрены необходимые обеспечивающие системы безопасности, выполняющие функции снабжения систем безопасности рабочей средой, энергией и создания требуемых условий их функционирования, включая передачу тепла к конечному поглотителю.

4.7.2. Обеспечивающие системы должны иметь показатели надежности выполнения заданных функций не ниже, чем у систем безопасности, которые они обеспечивают.

4.7.3. КПРУ должна быть снабжена аварийными источниками энергоснабжения и технического водоснабжения для надежного охлаждения остановленного реактора на время, необходимое для восстановления источников энергоснабжения и технического водоснабжения нормальной эксплуатации.

4.7.4. На КПРУ должны быть предусмотрены необходимые и достаточные средства для противопожарной защиты КПРУ с обеспечением автоматизированного режима работы систем тушения пожаров.

4.8. СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА

4.8.1. Общие требования

4.8.1.1. Система управления и защиты должна обеспечивать:

1) управление реактивностью и мощностью РУ;

2) контроль плотности потока нейтронов, скорости его изменения, параметров, необходимых для защиты и управления реактивностью и мощностью РУ;

3) перевод активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержание реактора в этом состоянии;

4) прием и исполнение сигналов из АЗТП, инициирующих защитные воздействия на реактор при достижении технологическими параметрами предусмотренных проектом уставок;

5) обмен информацией с другими системами КПРУ.

4.8.1.2. Состав, структура, характеристики, алгоритмы работы СУЗ должны быть обоснованы в проектной документации, в которой должен содержаться количественный анализ надежности технических средств СУЗ и системы в целом, и должно быть показано, что показатели надежности СУЗ удовлетворяют требованиям соответствующих нормативных документов.

4.8.1.3. Проектная документация СУЗ должна содержать анализ реакций СУЗ на внешние и внутренние воздействия (пожары и т.д.) и возможные отказы и неисправности (короткие замыкания, потеря качества изоляции, падение напряжения и т.д.), доказывающий отсутствие опасных для РУ реакций.

4.8.1.4. По функциональному назначению рабочие органы (стержни) СУЗ подразделяются на рабочие органы аварийной защиты, автоматического регулирования и компенсации. Совмещение функций рабочих органов разрешается при условии доказательства того, что такое совмещение функций не приведет к нарушению условий обеспечения безопасности РУ.

В проекте или в ООБ (ТОБ) РУ должны быть определены и обоснованы количество, эффективность, расположение, состав, скорости перемещения и рабочие положения рабочих органов СУЗ, а также количество приводов СУЗ.

4.8.1.5. В проектной и эксплуатационной документации должны быть определены и обоснованы условия испытаний, замены и вывода в ремонт рабочих органов СУЗ, их приводов и отдельных элементов, влияющих на ядерную безопасность, а также других средств воздействия на реактивность.

4.8.1.6. Все механические рабочие органы СУЗ должны иметь указатели промежуточных положений, сигнализаторы конечных положений и конечные выключатели. Другие средства воздействия на реактивность должны быть оснащены средствами идентификации их положения.

4.8.2. Требования к аварийной защите

4.8.2.1. Рабочие органы AЗ без одного наиболее эффективного органа должны обладать:

· быстродействием, достаточным для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации при нарушениях нормальной эксплуатации;

· эффективностью, достаточной для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние и поддержания ее в подкритическом состоянии при нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях. В случае, если эффективность AЗ недостаточна для длительного поддержания активной зоны в подкритическом состоянии, должно быть предусмотрено использование других средств воздействия на реактивность, обладающих эффективностью, достаточной для поддержания активной зоны в подкритическом состоянии с учетом возможного высвобождения реактивности.

4.8.2.2. AЗ должна иметь не менее двух групп рабочих органов, независимых по цепям управления.

4.8.2.3. Устройство и характеристики AЗ должны быть такими, чтобы начавшееся защитное действие выполнялось полностью и обеспечивался контроль выполнения функции AЗ.

4.8.2.4. На РУ должны быть установлены порядок определения и устранения причин срабатывания AЗ, а также последовательность действий оперативного персонала при восстановлении рабочего состояния РУ после срабатывания AЗ.

4.8.2.5. По сигналу AЗ рабочие органы AЗ должны приводиться в действие из любых положений.

4.8.2.6. На РУ должно быть исключено введение положительной реактивности за счет подъема стержней СУЗ, если рабочие органы AЗ не приведены в рабочее положение.

4.8.2.7. При совмещении средствами воздействия на реактивность функций AЗ и нормальной эксплуатации в проектной документации должен быть обоснован порядок их функционирования. При этом должна быть обеспечена приоритетность функционирования AЗ.

4.8.2.8. В реконструированной СУЗ аппаратура AЗ должна состоять из двух независимых комплектов.

Уменьшение количества комплектов аппаратуры AЗ обосновывается эксплуатирующей организацией, оформляется совместным решением эксплуатирующей организации и Главного конструктора и утверждается Минатомом России.

На действующей РУ допускается использование одного комплекта, но с количеством каналов защиты, удовлетворяющим показателям надежности, установленным в ООБ (ТОБ) РУ, без учета отказов по общей причине.

Допустимо использование одного комплекта аппаратуры AЗ в реконструированной СУЗ при наличии проектного обоснования.

4.8.2.9. Каждый комплект аппаратуры AЗ реконструированной СУЗ в процессе пуска реактора и работе на любом уровне мощности до 110 % от номинальной должен обеспечивать аварийную защиту не менее, чем тремя независимыми каналами:

1) по скорости нарастания плотности потока нейтронов, начиная с мощности не выше 10-7 % от номинальной;

2) по уровню плотности потока нейтронов, начиная с мощности не выше 0,5 % от номинальной.

На действующей РУ в процессе пуска реактора и работе на любом уровне мощности до 110 % от номинальной для обеспечения аварийной защиты допускается использовать:

1) два независимых канала по скорости нарастания плотности потока нейтронов, начиная с мощности не выше 10-3 % от номинальной;

2) не менее четырех независимых каналов по уровню плотности потока нейтронов, начиная с мощности не выше 0,5 % от номинальной.

4.8.2.10. В случае разбиения диапазона контроля плотности потока нейтронов на несколько поддиапазонов должно быть предусмотрено перекрытие поддиапазонов не менее, чем в пределах одного десятичного порядка.

Должна быть предусмотрена возможность подключения записывающего устройства к каждому каналу контроля плотности потока нейтронов.

4.8.2.11. AЗ должна быть в такой мере отделена от элементов контроля и управления, чтобы повреждение или вывод из работы любого элемента контроля и управления не влияли на способность AЗ выполнять свои функции.

4.8.2.12. Эксплуатационной документацией КПРУ должны быть предусмотрены проверки на остановленном реакторе характеристик, условий формирования и времени прохождения сигналов AЗ по каждому из каналов и в целом по комплекту AЗ. Порядок, периодичность и объём проверки должны быть обоснованы в проекте и указаны в эксплуатационной документации.

4.8.2.13. В AЗ реконструированной СУЗ должен быть предусмотрен автоматический контроль и диагностика исправности комплектов и каналов с выводом информации о неисправности и формированием сигналов AЗ по неисправности каналов и комплектов.

4.8.2.14. В проектной документации должны быть обоснованы допустимость и условия вывода из работы одного канала в комплекте аппаратуры AЗ или одного комплекта (продолжительность вывода, состояние других каналов или комплектов и т.д.).

4.8.2.15. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры AЗ на выходе этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

4.8.2.16. Каждый комплект аппаратуры AЗ реконструированной СУЗ должен быть реализован на основе мажоритарной логики, которая выбирается на основе анализа надежности. Минимальная мажоритарность 2 из 3-х.

4.8.2.17. В проекте или в ООБ (ТОБ) РУ должен быть обоснован и в эксплуатационной документации приведен перечень исходных событий, при которых требуется срабатывание AЗ. Срабатывание AЗ должно происходить, как минимум, в следующих случаях:

1) при достижении уставки AЗ по уровню плотности потока нейтронов;

2) при достижении уставки AЗ по скорости нарастания плотности потока нейтронов;

3) при достижении уставок AЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту;

4) при неисправности или нерабочем состоянии любых двух одноименных каналов AЗ, принадлежащих одному комплекту аппаратуры AЗ;

5) при нажатии кнопок, предназначенных для инициирования срабатывания AЗ.

4.8.2.18. При нарушении нормальной эксплуатации, когда не требуется срабатывание AЗ, допускается применение предупредительной защиты.

4.8.2.19. AЗ должна быть выполнена таким образом, чтобы с помощью технических средств исключалась возможность несанкционированного воздействия на элементы ввода и вывода из работы каналов AЗ и изменения уставок без оповещения персонала.

4.8.3. Требования к контролю и управлению плотностью потока нейтронов и реактивностью

4.8.3.1. Для контроля плотности потока нейтронов реактор должен быть оснащен каналами контроля, так чтобы во всем диапазоне изменения плотности потока нейтронов в активной зоне от 10-7 % до 120 % номинального значения контроль осуществлялся как минимум:

· тремя независимыми между собой каналами контроля уровня плотности потока нейтронов с показывающими приборами;

· тремя (двумя - на действующей РУ) независимыми между собой каналами контроля скорости изменения плотности потока нейтронов.

4.8.3.2. Не менее двух из трех каналов контроля плотности потока нейтронов должны быть оснащены записывающими устройствами с возможностью подключения к любому каналу контроля плотности потока нейтронов и с обеспечением измерений во всем проектном диапазоне изменений плотности потока нейтронов.

4.8.3.3. Каналы контроля плотности потока нейтронов должны быть оттарированы во всем проектном диапазоне изменения тепловой мощности реактора. Должны быть предусмотрены методика и порядок проведения такой тарировки и ее периодичность в процессе эксплуатации РУ.

4.8.3.4. В проекте или в ООБ (ТОБ) РУ должны быть установлены и обоснованы характеристики автоматических регуляторов (АР) мощности РУ, обеспечивающих работу РУ без нарушения эксплуатационных пределов.

4.8.3.5. Реактор должен быть оснащен не менее чем двумя независимыми АР с автоматическим резервированием друг друга.

4.8.3.6. Если каждый АР имеет свои рабочие органы, то должен обеспечиваться автоматический переход с работающего АР на резервный при достижении рабочими органами работающего АР заранее установленных положений.

4.8.3.7. Увеличение заданной мощности реактора в автоматическом режиме должно происходить с периодом не менее 60 сек.

4.8.3.8. Техническими мерами должна быть исключена возможность введения положительной реактивности одновременно двумя и более разными средствами воздействия на реактивность.

4.8.3.9. Скорость увеличения реактивности средствами воздействия на реактивность не должна превышать 0,07 ?эфф с-1. Если эффективность средств воздействия на реактивность выше 0,7 ?эфф, то техническими мерами должно быть обеспечено шаговое введение положительной реактивности с весом шага не более 0,3 ?эфф с временным интервалом между шагами.

4.8.3.10. Перед пуском реактора рабочие органы AЗ должны быть взведены.

Подкритичность активной зоны реактора в любой момент кампании после взвода рабочих органов AЗ и с введенными в активную зону остальными органами СУЗ должна быть не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

4.8.3.11. Выход из строя канала контроля уровня и/или скорости изменения плотности потока нейтронов должен сопровождаться сигнализацией оператору и регистрацией отказа.

4.8.3.12. На КПРУ должны быть предусмотрены средства, обеспечивающие при эксплуатации оперативное автоматизированное определение и регистрацию значений текущего запаса реактивности активной зоны.

4.9. ПОРЯДОК ПРОВЕДЕНИЯ И УСТРОЙСТВА ПЕРЕГРУЗКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

4.9.1. Требования к порядку проведения перегрузки

4.9.1.1. В проектной документации, технологическом регламенте и эксплуатационной документации должны быть обоснованы и установлены:

1) способы проведения перегрузки активной зоны реактора после завершения кампании и изделий активной зоны в ходе кампании реактора;

2) периодичность, объемы, номенклатура перегружаемых изделий активной зоны и регламент перегрузки;

3) технические средства и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности при проведении перегрузки, включая контроль плотности потока нейтронов и контроль подкритичности активной зоны.

4.9.1.2. В ООБ (ТОБ) РУ в качестве исходных событий должны быть рассмотрены возможные ошибки при загрузке (перегрузке), отказы и нарушения нормальной эксплуатации при перегрузке, а также указаны мероприятия, направленные на исключение ошибок и ослабление последствий нарушений и аварий при перегрузке.

4.9.1.3. Порядок проведения перегрузки активной зоны и ее изделий определяется картограммами перегрузки, рабочими графиками, программами и заданиями, подготовленными эксплуатирующей организацией и согласованными и утвержденными в установленном порядке.

4.9.1.4. Перегрузка на остановленном реакторе должна проводиться при взведенных рабочих органах AЗ, работоспособных пусковых каналах контроля скорости нарастания нейтронного потока и работоспособной защите по уровню плотности нейтронного потока и работающей системе контроля реактивности (подкритичности).

4.9.1.5. Подкритичность остановленного реактора в ходе перегрузки должна соответствовать требованиям п. 4.8.3.10.

4.9.1.6. Для режима перегрузки изделий активной зоны при работе реактора на мощности в проектной и эксплуатационной документации должны быть обоснованы и определены допустимые эксплуатационные режимы работы установки (мощность, расход теплоносителя и др.) в процессе перегрузки, а также обоснована эффективность средств, используемых для подавления избыточной реактивности, ввод которой возможен из-за ошибок загрузки или непредусмотренных эффектов реактивности.

4.9.1.7. Перегрузка изделий активной зоны при работе реактора на мощности должна производиться при управлении реактором в режиме автоматического регулирования и наличии резервного готового к работе автоматического регулятора и взведённых рабочих органах СУЗ.

4.9.1.8. Технологические операции по перегрузке, приводящие к положительным эффектам реактивности более 0,7 ?эфф, должны сопровождаться специальными мерами безопасности, предусмотренными эксплуатационной документацией.

4.9.1.9. При проведении и после завершения перегрузки всей активной зоны реактора на очередную кампанию должны проводиться экспериментальные испытания по подтверждению соответствия фактических нейтронно-физических характеристик активной зоны расчетным (проектным) параметрам.

4.9.1.10. При проведении перегрузочных работ организационными мероприятиями и, по возможности, техническими средствами должны предотвращаться случайные попадания во внутреннее пространство реактора посторонних предметов.

4.9.1.11. При хранении, транспортировании и перегрузке изделий активной зоны должен осуществляться строгий учет и контроль количества, движения, местонахождения и передачи свежих и отработавших изделий активной зоны.

4.9.2. Требования к перегрузочным устройствам

4.9.2.1. В проекте должны быть обоснованы и в эксплуатационной документации приведены состав перегрузочных устройств, а также требования к ним, выполнение которых должно обеспечивать безопасность обращения с изделиями активной зоны при перегрузке, в том числе при отказах и повреждениях перегрузочных устройств.

4.9.2.2. Должен быть обеспечен теплосъём с перегружаемых изделий (составных частей) активной зоны, исключающий их повреждение.

4.9.2.3. Конструкция перегрузочных устройств должна обеспечивать возможность доступа к узлам (элементам) устройств и устройствам в целом для проведения инспекций, ремонта, испытаний, наладки и технического обслуживания.

4.9.2.4. Перегрузочные устройства должны быть сконструированы таким образом, чтобы при их нормальной эксплуатации, повреждениях и отказах не нарушались условия нормальной эксплуатации РУ.

4.9.2.5. В эксплуатационной документации должны содержаться сведения по эксплуатации, наладке и периодической проверке перегрузочных устройств, а также по их резервированию.

4.9.2.6. Конструкция и эксплуатация перегрузочных устройств должна предусматривать меры, направленные на предотвращение повреждения, разрушения и падения изделий активной зоны, а также приложения к изделиям активной зоны недопустимых усилий при их извлечении и установке. Значения предельно допустимых усилий должны быть приведены в проекте и эксплуатационной документации. Использование непроектных средств для перегрузки запрещается.

4.9.2.7. Перегрузочные устройства должны иметь резервные источники надежного энергоснабжения. Прекращение энергоснабжения из штатных источников не должно приводить к падению изделий активной зоны.

4.9.2.8. В проекте должны быть обоснованы принятые скорости перемещения изделий активной зоны перегрузочными устройствами. Скорости перемещения должны быть указаны в эксплуатационной документации.

4.9.2.9. Конструкция перегрузочных устройств должна предусматривать наличие резервных средств, позволяющих с помощью специального ручного привода выполнять основные эксплуатационные операции при отказе штатных электроприводов перегрузочных устройств.

4.9.2.10. В составе перегрузочных устройств КПРУ РУСЛАН должны быть предусмотрены пульты управления устройствами и панели для представления информации о ходе выполнения операций, ориентации и рабочих состояниях захватов.

4.9.2.11. В составе перегрузочных устройств КПРУ РУСЛАН должен быть предусмотрен комплект легкосборных штанг для работы с мостовым краном центрального зала и ручным приводом, дублирующим основные перегрузочные операции, выполняемые комплектом механизированных перегрузочных устройств.

4.9.2.12. В составе перегрузочных устройств КПРУ РУСЛАН должен быть предусмотрен комплект легкосборных устройств для работы с мостовым краном центрального зала и ручным приводом, предназначенный для извлечения из реактора поврежденных изделий активной зоны.

4.9.2.13. Должна быть предусмотрена блокировка перемещения перегрузочных устройств КПРУ РУСЛАН при проведении перегрузочных операций с введением положительной реактивности на остановленном реакторе в случае уменьшения подкритичности ниже установленной в проекте и указанной в эксплуатационной документации.

4.10. СИСТЕМА ХРАНЕНИЯ ИЗДЕЛИЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ И РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

4.10.1. На КПРУ должны быть предусмотрены хранилища свежих и отработавших изделий активной зоны и радиоактивных отходов. Вместимость хранилища отработавших изделий активной зоны должна обеспечивать возможность полной выгрузки активной зоны в любое время.

Эксплуатационная документация должна содержать требования по обеспечению безопасности при обращении со свежими и отработавшими изделиями активной зоны и радиоактивными отходами. Должен быть выполнен анализ безопасности хранилищ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

Обращение с ядерным топливом должно обеспечиваться в соответствии с требованиями нормативной документации.

4.10.2. В хранилище свежих изделий активной зоны техническими и организационными мерами должны контролироваться внешний вид изделий, их геометрические размеры и правильность комплектации изделий перед их загрузкой в реактор.

4.10.3. Возможность достижения критичности в хранилищах свежего и отработавшего ядерного топлива при его размещении и движении должна физически исключаться за счет обеспечения соответствующих характеристик хранилищ и используемого в них оборудования.

4.10.4. В хранилищах отработавших изделий активной зоны (технологических бассейнах) должны быть предусмотрены надежные системы отвода остаточного тепла и соответствующий контролируемый и поддерживаемый состав примесей в водной теплоотводящей среде бассейнов для предотвращения повреждения изделий активной зоны и выхода радиоактивных веществ в помещения КПРУ или в окружающую среду сверх установленных проектом пределов.

4.10.5. На КПРУ должны быть предусмотрены транспортно-технологические операции и специальные устройства для транспортирования свежих и отработавших изделий активной зоны, в том числе устройства и приспособления для обеспечения вывоза отработавших изделий активной зоны с КПРУ.

4.10.6. На КПРУ должны быть предусмотрены транспортно-технологические операции и специальные устройства для разборки, контроля, повторной сборки и перекомплектации свежих и отработавших изделий активной зоны. Повреждения свежих и отработавших изделий активной зоны при разборке, контроле, повторной сборке и перекомплектации, по возможности, должны быть исключены.

4.10.7. В проекте и эксплуатационной документации должны содержаться результаты анализа состава и количества твердых и жидких радиоактивных отходов и газообразных радиоактивных веществ при нормальной эксплуатации и их оценка для проектных аварий.

Должны быть предусмотрены средства переработки, места и способы временного и долговременного хранения радиоактивных отходов и радиоактивных газов, системы очистки перед сбросом воздуха в атмосферу и воды в естественные водоемы, средства транспортирования радиоактивных отходов в пределах КПРУ и до мест хранения.

4.11. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ УСТРОЙСТВА И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ И ОПЫТНЫЕ ИЗДЕЛИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

4.11.1. Эксплуатация экспериментальных устройств и экспериментальных и опытных изделий активной зоны, в том числе при постановке в реактор и извлечении из реактора, должны исключать возможность нарушения пределов и/или условий безопасной эксплуатации.

В том случае, если эксплуатация экспериментальных и опытных устройств и изделий требует изменения пределов и/или условий безопасной эксплуатации, эти изменения должны быть оформлены в установленном порядке.

4.11.2. Экспериментальные устройства и экспериментальные и опытные изделия активной зоны должны иметь утвержденную в установленном порядке техническую документацию, включая расчетную или экспериментальную оценку воздействия указанных устройств на безопасность РУ.

4.11.3. Эксплуатация в реакторе экспериментальных устройств и экспериментальных и опытных изделий активной зоны не должна влиять на способность систем, важных для безопасности, выполнять свои функции.

4.11.4. Основные эксплуатационные параметры экспериментальных устройств и экспериментальных и опытных изделий активной зоны, важных для безопасности, должны контролироваться с ГЩУ.

5. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ КОМПЛЕКСА ПРОМЫШЛЕННОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

5.1. ОРГАНИЗАЦИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ЭКСПЛУАТАЦИОННАЯ ДОКУМЕНТАЦИЯ

5.1.1. Эксплуатирующая организация КПРУ обеспечивает безопасную эксплуатацию КПРУ, в том числе разрабатывает и проводит мероприятия по предотвращению аварий, снижению их последствий, организует проведение радиационного контроля в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения и осуществляет непрерывный контроль безопасности КПРУ.

Эксплуатирующая организация КПРУ обеспечивает постоянный контроль всей деятельности, важной для безопасности КПРУ. Результаты инспекций деятельности КПРУ по контролю безопасности и периодические отчеты о состоянии безопасности КПРУ эксплуатирующая организация КПРУ представляет в орган государственного регулирования и надзора за безопасностью в соответствии с условиями действия лицензии на эксплуатацию КПРУ и в Департаменты Минатома России, которым поручено руководство эксплуатирующей организацией и ведомственный надзор за безопасностью КПРУ.

5.1.2. Эксплуатирующая организация обеспечивает и несет ответственность за создание необходимых организационных структур для безопасной эксплуатации КПРУ и наделение администрации КПРУ необходимыми полномочиями, обеспечение КПРУ необходимыми финансовыми и материально-техническими ресурсами, нормативными документами и научно-технической поддержкой со стороны Главного конструктора и Научного руководителя, организацию физической защиты и пожарной охраны КПРУ, подбор и подготовку эксплуатационного персонала, формирование у персонала КПРУ культуры безопасности и поддержание ее уровня.

Непосредственную ответственность за безопасную эксплуатацию КПРУ несет административное руководство КПРУ.

5.1.3. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию КПРУ, является технологический регламент, содержащий правила и основные приемы безопасной эксплуатации, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации КПРУ.

Эксплуатирующая организация КПРУ обеспечивает разработку технологического регламента с участием разработчиков РУ и КПРУ (при необходимости) в соответствии с проектом КПРУ и ООБ (ТОБ) РУ. Регламент утверждается Департаментом Минатома России, которому поручено руководство эксплуатирующей организацией. Изменения, вносимые в технологический регламент, согласовываются и утверждаются в том же порядке, что и регламент.

5.1.4. Администрация КПРУ на основании утвержденного технологического регламента и документации разработчиков оборудования и проекта КПРУ обеспечивает разработку инструкций по эксплуатации.

Инструкции по эксплуатации должны содержать конкретные указания персоналу о способах ведения работ при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации.

Перечень инструкций определяет эксплуатирующая организация. Инструкции по эксплуатации должны корректироваться на основании опыта эксплуатации и результатов ремонтов и реконструкции КПРУ и РУ.

5.1.5.Администрация КПРУ на основе технологического регламента и ООБ (ТОБ) РУ организует разработку и выпуск специальных инструкций и руководств, определяющих действия персонала по обеспечению безопасности при проектных и запроектных авариях.

На КПРУ должен быть предусмотрен комплект симптомно ориентированных аварийных инструкций. Предписываемые инструкциями и руководствами действия персонала должны основываться на признаках происходящих событий и состояний реакторной установки и прогноза ожидаемых в процессе развития аварий условий. Основанные на прогнозе действия должны быть направлены на восстановление определяющих функций безопасности и ограничение радиационных последствий аварий.

5.1.6. Для поддержания работоспособности систем безопасности и предотвращения опасных отказов в системах, важных для безопасности, должны проводиться их техническое обслуживание, ремонт, испытания и проверки.

Указанные работы проводятся по соответствующим инструкциям, программам и графикам, разрабатываемым административным руководством КПРУ на основе проектных требований и технологического регламента, и должны документироваться.

При выводе систем безопасности в техническое обслуживание, ремонт, а также при испытаниях и проверке должны соблюдаться установленные в технологическом регламенте условия, при которых обеспечивается безопасность.

Должны быть предусмотрены организационные мероприятия, исключающие возможность несанкционированных изменений в схемах, аппаратуре и алгоритмах УСБ.

После технического обслуживания и ремонта элементы систем безопасности и сами системы должны проверяться на работоспособность и соответствие проектным характеристикам с документированием результатов проверок.

5.1.7. Порядок ведения, хранения и пересмотра эксплуатационной документации устанавливается эксплуатирующей организацией КПРУ с учетом требований нормативных документов.

Проект КПРУ, исполнительная документация на сооружение КПРУ, акты испытаний и исполнительная документация на техническое обслуживание и ремонт систем (элементов) безопасности и элементов, важных для безопасности, отнесенных к классам 1 и 2, должны храниться на КПРУ на протяжении всего срока его эксплуатации.

5.1.8. Документированные сведения о контроле пределов и условий безопасной эксплуатации (оперативные журналы ведения технологического процесса КПРУ) и материалы расследования отказов и аварий на КПРУ должны храниться на протяжении всего срока его эксплуатации.

Другая документация об эксплуатационном контроле должна храниться на установке в течение двух кампаний. До уничтожения материалов результаты должны включаться в периодические отчеты, выпускаемые эксплуатирующей организацией.

5.1.9. С целью комплексного анализа состояния систем безопасности, систем (элементов), важных для безопасности, должны проводиться эксплуатационные технические освидетельствования. Освидетельствования должны проводиться с привлечением Главного конструктора, Генпроектанта (при необходимости), Научного руководителя (при необходимости) и представителя органа государственного регулирования и надзора за безопасностью.

Результаты освидетельствования могут использоваться для выработки заключения о продолжении эксплуатации систем и оборудования, их ремонте, реконструкции и т.п.

5.1.10. КПРУ должен быть остановлен, если установленные для него пределы и условия безопасной эксплуатации не могут быть соблюдены при работе реакторной установки.

5.1.11. Испытания на КПРУ, влияющие на его безопасность и не предусмотренные технологическим регламентом и инструкциями по эксплуатации, должны проводиться по программам и методикам, содержащим обоснование безопасности испытаний и меры по ее обеспечению.

Эксплуатирующая организация КПРУ обеспечивает разработку программ и методик таких испытаний с участием разработчиков РУ и КПРУ (при необходимости) в соответствии с проектом КПРУ и ООБ (ТОБ) РУ. Программы и методики должны быть согласованы Научным руководителем, Главным конструктором, Генпроектантом (при необходимости), Департаментом Минатома России, которому поручен ведомственный надзор за безопасностью КПРУ, и утверждены Департаментом Минатома России, которому поручено руководство эксплуатирующей организацией.

Программы и методики испытаний на КПРУ, не влияющих на его безопасность, должны быть утверждены эксплуатирующей организацией. Отсутствие влияния на безопасность должно быть обосновано и документировано.

5.1.12. В случае возникновения на установке предаварийной ситуации должны быть выяснены и устранены причины ее возникновения и приняты меры для восстановления нормальной эксплуатации установки. Эксплуатация установки может быть продолжена только после выяснения и устранения причин возникновения предаварийной ситуации.

5.1.13. Имевшие место на КПРУ нарушения пределов и условий безопасной эксплуатации, включая аварии, должны тщательно расследоваться комиссиями в соответствии с действующими положениями. Ответственность за полноту и качество расследования, оперативное доведение результатов расследования до Главного конструктора, Научного руководителя, Генпроектанта, других заинтересованных организаций и органов государственного и ведомственного регулирования и надзора за безопасностью, разработку и реализацию мер, предотвращающих повторение аналогичных нарушений нормальной эксплуатации и аварий, несет эксплуатирующая организация.

5.1.14. Эксплуатирующая организация КПРУ обязана направлять в установленном порядке в органы Государственного и ведомственного регулирования и надзора за безопасностью информацию о нарушениях в работе КПРУ.

Должен быть обеспечен беспрепятственный доступ представителей органов государственного и ведомственного регулирования и надзора за безопасностью к оперативной документации, содержащей сведения об указанных нарушениях.

5.1.15. Ответственность за обеспечение безопасности при эксплуатации КПРУ возлагается на работников эксплуатирующей организации в соответствии с должностными инструкциями.

Ответственность за обеспечение безопасности на КПРУ возлагается на руководителя эксплуатирующей организации, завода, реакторной установки, смены.

5.1.16. Начальник смены обязан доложить административному руководству КПРУ о каждом случае нарушений нормальной эксплуатации.

5.1.17. СИУР имеет право и обязан самостоятельно остановить реактор в случаях, предусмотренных технологическим регламентом, и в том случае, если дальнейшая работа РУ угрожает безопасности КПРУ.

5.1.18. С момента возникновения аварии и до начала работы комиссии по выявлению причин аварии категорически запрещается вскрывать контрольно-измерительную аппаратуру и устройства, менять уставки аварийной и предупредительной сигнализации и защиты.

Должны быть предусмотрены организационно-технические меры, исключающие возможность утраты зарегистрированной информации и несанкционированного доступа к устройствам и элементам, базам данных и архивам систем контроля и управления, в которых зафиксирована ситуация на РУ перед возникновением аварии и в последующий период.

5.1.19. В проекте должны быть обоснованы и в технологическом регламенте и инструкциях по эксплуатации указаны условия эксплуатации остановленного реактора с топливом в активной зоне, включая режимы загрузки и перегрузки. Для этих режимов должны быть, как минимум, определены:

1) объем контроля с обязательным контролем плотности нейтронного потока и подкритичности;

2) требования к готовности систем установки, важных для безопасности.

5.1.20. Административное руководство КПРУ на основе проекта КПРУ и опыта его эксплуатации должно обеспечить разработку перечня ядерно-опасных работ.

5.1.21. Работы по загрузке и перегрузке реактора, работы с системами (элементами), важными для безопасности, по выводу их в ремонт и вводу в эксплуатацию, а также влияющие на безопасность испытания, не предусмотренные технологическим регламентом и инструкциями по эксплуатации, являются ядерно-опасными.

5.1.22. Ядерно-опасные работы должны проводиться по специальному техническому решению (программе), утвержденному эксплуатирующей организацией КПРУ.

Техническое решение (программа) должно содержать:

1) цель проведения ядерно-опасных работ;

2) перечень ядерно-опасных работ;

3) технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности;

4) критерии и контроль правильности проведения ядерно-опасных работ;

5) указание о назначении ответственного за проведение ядерно-опасных работ.

Ядерно-опасные работы должны проводиться, как правило, на остановленном реакторе.

5.1.23. После завершения ремонта или реконструкции КПРУ перед вводом КПРУ в эксплуатацию, а также периодически в соответствии с требованиями проекта, нормативных документов и инструкций по эксплуатации должна проводиться проверка работоспособности систем безопасности, систем (элементов), важных для безопасности, управляющих систем, контроль состояния основного металла и сварных соединений систем и элементов КПРУ, важных для безопасности.

Объем проверок после завершения ремонта или реконструкции КПРУ устанавливается эксплуатирующей организацией.

Частота и объем периодических проверок должны быть установлены графиками, разрабатываемыми администрацией КПРУ.

Указанные графики должны соответствовать требованиям нормативных документов и находиться в зависимости от той роли, которую играет проверяемая система (элемент) в обеспечении безопасности КПРУ с учетом количественного анализа надежности систем (элементов).

По требованию органов государственного или ведомственного регулирования и надзора за безопасностью могут проводиться внеочередные проверки работоспособности систем безопасности.

5.1.24. При эксплуатации КПРУ эксплуатирующая организация должна обеспечивать сбор, обработку, анализ, систематизацию и хранение информации об отказах элементов систем, важных для безопасности, и ошибочных действиях персонала, а также ее оперативную передачу всем заинтересованным организациям в установленном порядке.

5.1.25. После завершения ремонта или реконструкции систем безопасности и систем (элементов), важных для безопасности, должна быть проведена проверка характеристик данных систем (элементов) на соответствие проектным характеристикам. Проверка должна производиться по программам, разработанным эксплуатирующей организацией КПРУ и согласованным с Главным конструктором, Научным руководителем и Генпроектантом (при необходимости).

5.1.26. В процессе испытаний систем безопасности и систем (элементов), важных для безопасности, должна проводиться проверка соответствия результатов испытаний критериям, установленным в проектной документации. Результаты испытаний должны оформляться актом.

5.1.27. Состояние систем и оборудования КПРУ после ремонта (реконструкции) и условия, при которых разрешается пуск КПРУ после ремонта (реконструкции), должны быть указаны в исполнительной документации и приведены в соответствующих программах, эксплуатационных инструкциях и графиках.

Эксплуатирующая организация несет ответственность за разработку и реализацию программы ввода КПРУ в эксплуатацию после завершения ремонта (реконструкции) КПРУ.

В программах и графиках должны быть установлены требования к последовательности и объему предпусковых наладочных и пусковых работ и приемочные критерии для вводимых в эксплуатацию систем и оборудования КПРУ.

5.1.28. Эксплуатирующая организация несет ответственность за разработку и согласование с Генпроектантом, Главным конструктором и Научным руководителем программ предпусковых наладочных и пусковых работ. Программы должны быть утверждены эксплуатирующей организацией.

Документы, регламентирующие проведение предпусковых наладочных и пусковых работ должны содержать перечень потенциально опасных работ и перечень мер, предотвращающих возникновение аварий.

5.1.29. После успешного комплексного опробования систем и оборудования осуществляется приемка КПРУ в промышленную эксплуатацию. Приемка в эксплуатацию проводится в установленном порядке в соответствии с условиями действия лицензии органа государственного регулирования и надзора за безопасностью на эксплуатацию КПРУ.

5.1.30. Эксплуатирующая организация КПРУ по результатам определения состояния, остаточного ресурса оборудования и других обоснований безопасности может ставить вопрос о продлении срока эксплуатации КПРУ и его систем (элементов) на основе условий действия лицензии органа государственного регулирования и надзора за безопасностью на эксплуатацию КПРУ.

5.2. ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЙ ПЕРСОНАЛ

5.2.1. КПРУ должен быть укомплектован подготовленным и допущенным в установленном порядке к самостоятельной работе персоналом, имеющим необходимую квалификацию.

5.2.2. Допуск эксплуатационного персонала к выполнению определенных видов деятельности осуществляется при наличии разрешений, выдаваемых Органом государственного регулирования и надзора за безопасностью.

5.2.3. Перечень должностей работников КПРУ, которые должны получать разрешения органа государственного регулирования и надзора за безопасностью на право ведения работ в области использования атомной энергии, определен Правительством Российской Федерации.

Правительством Российской Федерации установлено, что квалификационные требования к работникам, получающим разрешения согласно перечню должностей, определяются в отраслевых квалификационных справочниках должностей руководителей и специалистов (служащих), согласованных с органами государственного регулирования и надзора за безопасностью при использовании атомной энергии и Министерством труда и социального развития Российской Федерации.

Квалификационные требования к остальному персоналу КПРУ устанавливает эксплуатирующая организация КПРУ.

5.2.4. Подбор, подготовку, допуск к самостоятельной работе и поддержание квалификации эксплуатационного персонала обеспечивает эксплуатирующая организация КПРУ. Система подбора и подготовки эксплуатационного персонала КПРУ должна быть направлена на достижение, контроль и поддержание уровня его квалификации, необходимого для обеспечения безопасной эксплуатации КПРУ во всех режимах, а также выполнения действий, направленных на ослабление последствий аварий при их возникновении.

Составным элементом содержания подготовки должно быть формирование у эксплуатационного персонала культуры безопасности.

5.2.5. В системе подготовки эксплуатационного персонала для отработки практических навыков эксплуатации КПРУ должны использоваться технические средства обучения, допущенные в установленном порядке к применению при подготовке персонала КПРУ. Особое внимание должно обращаться на отработку действий при возможных нарушениях (включая аварии) в работе КПРУ и учет опыта прежних ошибок и аварий.

5.2.6. Перед допуском к самостоятельной работе, а также периодически эксплуатационный персонал должен проходить медицинский контроль. Состояние здоровья лиц из числа эксплуатационного персонала должно обеспечивать выполнение ими надежным и безопасным образом должностных обязанностей по эксплуатации КПРУ.

5.3. ВНЕСЕНИЕ ИЗМЕНЕНИЙ В КОНСТРУКЦИЮ И ДОКУМЕНТАЦИЮ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ

5.3.1 Изменения, вносимые в проектную и эксплуатационную документацию и конструкцию систем и оборудования КПРУ, могут вызываться необходимостью реконструкции и ремонта КПРУ, внедрением модернизированных и вновь разработанных изделий активной зоны, а также проведением мероприятий по расширению и изменению производственных возможностей РУ, повышению безопасности, улучшению радиационной обстановки и т.п. Вносимые изменения должны всесторонне учитывать требования обеспечения безопасности с тем, чтобы их реализация не сопровождалась увеличением риска радиационного воздействия для персонала, населения и окружающей среды.

5.3.2. Изменения проектной и эксплуатационной документации, влияющие на условия обеспечения ядерной и радиационной безопасности КПРУ, должны производиться в соответствии с требованиями условий действия лицензии органа государственного регулирования и надзора за безопасностью на эксплуатацию КПРУ.

5.3.3. Изменения, связанные с корректировкой основных проектных решений, последствия которых могут существенно повлиять на условия обеспечения безопасности КПРУ (реконструкция КПРУ и коренные переустройства КПРУ, связанные с изменением основных проектных решений, затрагивающие основные критерии и принципы обеспечения безопасности), изменения конструкции систем (элементов) и эксплуатационных параметров, последствия которых могут повлиять на условия обеспечения безопасности КПРУ (ремонты КПРУ, реконструкция систем и элементов КПРУ и т.п.), должны предусматривать разработку проектной документации по внесению изменений с соответствующим обоснованием, переработку, дополнение или внесение изменений в ООБ. (ТОБ) РУ (при необходимости), внесение изменений в технологический регламент (при необходимости), в паспорт на реактор (при необходимости) и в эксплуатационную документацию. Изменения проводятся по решению Минатома России.

5.3.4.Изменения пределов и условий безопасной эксплуатации КПРУ, не оказывающие влияния на условия обеспечения безопасности КПРУ, должны предусматривать разработку соответствующего обоснования и внесение изменений в технологический регламент (при необходимости) и в эксплуатационную документацию. Изменения утверждаются Департаментом Минатома России, которому поручено руководство эксплуатирующей организацией.

5.3.5.Другие изменения, не оказывающие влияния на условия обеспечения безопасности КПРУ и не требующие изменения пределов и условий безопасной эксплуатации КПРУ, должны предусматривать внесение изменений в проектную и эксплуатационную документацию. Изменения проводятся в порядке, установленном эксплуатирующей организацией.

5.3.6.Замена отдельных или установка сменных элементов систем и оборудования КПРУ, загрузка в реактор на облучение проектных, а также экспериментальных и опытных изделий активной зоны, когда проектной документацией показано или экспериментально и расчетно подтверждено, что такая замена (загрузка) не изменяет пределы и условия безопасной эксплуатации КПРУ, может проводиться по решению эксплуатирующей организации в соответствии с требованиями технологического регламента и эксплуатационной документации.

5.3.7.Степень влияния на условия обеспечения безопасности КПРУ вносимых изменений, а также постановки в реактор на облучение экспериментальных и опытных изделий активной зоны, должна устанавливаться совместным решением эксплуатирующей организации, Главного конструктора и Научного руководителя и документироваться.

5.3.8.Должна быть предусмотрена следующая процедура оформления, согласования и утверждения конкретных изменений параметров и характеристик КПРУ, его систем и оборудования:

1) изменение паспорта на реакторную установку. Изменение параметров и характеристик, указанных в паспорте на РУ, требует оформления нового паспорта. Изменения должны быть предварительно согласованы с Главным конструктором и Научным руководителем. Новый паспорт оформляется в установленном порядке;

2) картограмма стартовой загрузки активной зоны на очередную кампанию. Картограмма разрабатывается и обосновывается эксплуатирующей организацией, Научным руководителем и Главным конструктором и утверждается Департаментом Минатома России, которому поручено руководство эксплуатирующей организацией;

3) использование в составе загрузки реактора экспериментальных или опытных изделий активной зоны, отличающихся от проектных по составу или конструкции, а также проектных изделий при изменении проектных пределов (режимов) их эксплуатации. В случае влияния перечисленных изделий на условия обеспечения безопасности КПРУ Главным конструктором и Научным руководителем должно быть выполнено расчетное и экспериментальное обоснование условий безопасного проведения испытаний.

Решение на проведение испытаний, а также программа и методика испытаний разрабатывается эксплуатирующей организацией, Главным конструктором и Научным руководителем. Степень влияния испытаний на условия обеспечения безопасности КПРУ и необходимость согласования решения на проведение испытаний, а также, программы и методики испытаний с Департаментом Минатома России, которому поручен ведомственный надзор за безопасностью КПРУ, определяется совместно эксплуатирующей организацией, Главным конструктором и Научным руководителем и документируется. Решение на проведение испытаний утверждается эксплуатирующей организацией.

В случае отсутствия влияния испытаний на условия обеспечения безопасности КПРУ порядок проведения испытаний определяется п. 5.3.6;

4) изменение конструкции систем (элементов), важных для безопасности, и эксплуатационных параметров. Степень влияния изменений на условия обеспечения безопасности КПРУ определяется в соответствии с п. 5.3.7.

Изменения конструкции, вносимые эксплуатирующей организацией, согласовываются с разработчиком проекта или Главным конструктором (при передаче ему обязанностей разработчика проекта).

Решения по изменениям, которые могут повлиять на условия обеспечения безопасности КПРУ, согласовываются с Главным конструктором, Научным руководителем и Генпроектантом (при необходимости) и утверждаются Департаментом Минатома России, которому поручено руководство эксплуатирующей организацией. Порядок проведения изменений определяется п. 5.3.3.

Решения по изменениям, не оказывающим влияния на условия обеспечения безопасности КПРУ, утверждаются эксплуатирующей организацией. Порядок проведения изменений определяется п.п. 5.3.4 и 5.3.5;

5) переход на загрузку реактора модернизированными или вновь вводимыми в состав проектных изделиями активной зоны. Степень влияния изменений на условия обеспечения безопасности КПРУ определяется в соответствии с п. 5.3.7.

Решение разрабатывается и обосновывается эксплуатирующей организацией, Научным руководителем и Главным конструктором и утверждается Департаментом Минатома России, которому поручено руководство эксплуатирующей организацией. Порядок проведения изменений определяется п. 5.3.3 и 5.3.8.

5.4. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

5.4.1. Радиационная защита персонала и населения при эксплуатации КПРУ обеспечивается соблюдением действующего Законодательства в области радиационной безопасности, а также требований федеральных и ведомственных норм и правил в области использования атомной энергии.

5.4.2. На КПРУ должна быть предусмотрена система радиационного контроля, которая должна обеспечивать измерение значений контролируемых параметров, характеризующих радиационное состояние на КПРУ и в окружающей среде в определенном проектом объеме при всех режимах работы КПРУ, а также при проектных и запроектных авариях.

5.4.3. Радиационный контроль должен обеспечивать получение информации о:

1) целостности и состоянии системы барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и ионизирующих излучений;

2) параметрах радиационной обстановки на КПРУ и в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;

3) концентрации радионуклидов в технологических системах;

4) радиоактивности, радионуклидном составе, скорости и мощности газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов, которые могут поступать в окружающую природную среду;

5) радиоактивности и радионуклидном составе отходов, образующихся при эксплуатации КПРУ;

6) дозах внешнего и внутреннего облучения персонала;

7) метеорологических параметрах, влияющих на распространение радионуклидов в окружающей природной среде.

5.4.4. На КПРУ должны быть предусмотрены непрерывные измерения в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения мощности доз ионизирующего излучения, скорости ветра и других метеорологических параметров, а также периодические измерения плотности радиоактивных выпадений для оценки и прогнозирования радиационной обстановки на окружающей местности при нормальной эксплуатации КПРУ и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные и запроектные аварии.

На КПРУ должны быть предусмотрены технические средства, обеспечивающие выполнение этих оценок и прогнозов.

5.4.5. Радиационный контроль должен быть обеспечен необходимым комплексом технических средств: стационарной и переносной радиометрической, дозиметрической и спектрометрической аппаратурой, средствами индивидуального дозиметрического контроля, другими средствами измерения, средствами отбора проб, средствами обработки, анализа, хранения и передачи информации.

5.4.6. Должны быть разработаны программные средства обработки и представления информации, а также обеспечены сбор, хранение и систематизация данных о радиационном загрязнении окружающей природной среды и дозах облучения персонала.

5.4.7. Администрация КПРУ обеспечивает учет доз облучения персонала КПРУ и привлекаемого к техническому обслуживанию и ремонту систем (элементов) КПРУ персонала других организаций, разработку и реализацию мероприятий по снижению облучаемости персонала до разумно достижимого уровня.

5.4.8. Администрация КПРУ обеспечивает учет и контроль ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, в том числе свежего и отработавшего ядерного топлива и других изделий активной зоны, демонтированного радиоактивного оборудования, загрязненного инструмента, одежды, производственных отходов и других источников ионизирующего излучения.

5.5. ПЛАНЫ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ЗАЩИТЕ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ В СЛУЧАЕ АВАРИЙ И УПРАВЛЕНИЕ АВАРИЕЙ

5.5.1. На КПРУ должны быть разработаны и готовы к осуществлению планы мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на КПРУ, учитывающие радиационные последствия запроектных аварий. Планы разрабатываются на основе проектных характеристик и параметров КПРУ, критериев для принятия решений о мерах по защите населения в случае аварии на КПРУ с учетом экономических, природных и иных характеристик, особенностей территорий и степени реальной опасности возникновения чрезвычайной ситуации. Мероприятия по защите населения должны планироваться с учетом аварий с максимальными последствиями и наихудших погодных условий.

Разработанные планы мероприятий по защите персонала и населения должны быть согласованы, утверждены и обеспечены необходимыми ресурсами.

5.5.2. Планы мероприятий по защите персонала и населения должны предусматривать схему оповещения, координацию действий подразделений КПРУ и эксплуатирующей организации с пожарной охраной, медицинскими учреждениями, органами исполнительной власти, ответственными за действия в условиях чрезвычайных ситуаций, местными органами власти, а также с ведомствами, участвующими в защите населения и ликвидации последствий аварии. На КПРУ должны быть задействованы основные и дублирующие средства связи с вышестоящей организацией, органами государственного регулирования и надзора за безопасностью и местного самоуправления, а также средства оповещения об аварии.

5.5.3. Планами мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на КПРУ должны быть четко установлены уровни аварийной готовности и уровни вмешательства. Должно быть определено, кто, при каких условиях, с помощью каких средств связи, какие организации оповещает об аварии и о начале осуществления этих планов. Планами должны быть предусмотрены необходимое оборудование и средства их реализации, в них должно быть указано, кто и откуда их доставляет.

5.5.4. План мероприятий по защите персонала в случае аварии на КПРУ разрабатывается эксплуатирующей организацией КПРУ.

План мероприятий по защите населения разрабатывается компетентными органами исполнительной власти.

5.5.5. Цель управления запроектной аварией заключается в возвращении КПРУ в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение топлива и удержание радиоактивных веществ в установленных границах.

5.5.6. Персонал КПРУ должен быть подготовлен к действиям при проектных и запроектных авариях.

Действия эксплуатационного персонала при запроектных авариях должны регламентироваться специальными руководствами, которые должны разрабатываться согласно п. 5.1.5 с учетом выполнения анализа проектных и запроектных аварий. Для этих действий используются любые имеющиеся в работоспособном состоянии технические средства.

5.5.7. Для подготовки персонала к действиям в аварийных условиях должны периодически проводиться противоаварийные тренировки.

5.5.8. Эксплуатирующая организация КПРУ должна разрабатывать методики и программы подготовки и проведения противоаварийных тренировок для отработки действий в условиях аварий и организовывать проведение указанных тренировок.

5.6. ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ

5.6.1. Вывод КПРУ из эксплуатации должен учитываться при проектировании, эксплуатации, техническом обслуживании, ремонте и реконструкции КПРУ.

5.6.2. Эксплуатирующая организация не позднее, чем за 5 лет до истечения проектного ресурса КПРУ должна обеспечить:

разработку программы вывода КПРУ из эксплуатации;

оформление в установленном порядке вытекающих из положений программы вывода из эксплуатации КПРУ изменений в условиях действия лицензии органа государственного регулирования и надзора за безопасностью на эксплуатацию КПРУ.

5.6.3.Выводу из эксплуатации должно предшествовать комплексное обследование КПРУ комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией КПРУ.

На основе материалов комплексного обследования эксплуатирующая организация КПРУ обеспечивает разработку проекта вывода КПРУ из эксплуатации и подготавливает отчет по обоснованию безопасности при выводе КПРУ из эксплуатации для получения в органе государственного регулирования и надзора за безопасностью лицензии на вывод из эксплуатации.

5.6.4. В проекте вывода КПРУ из эксплуатации должны быть изложены следующие вопросы:

1) организация работ по безопасному удалению топлива из активной зоны реактора и мест его хранения и последующему вывозу топлива с площадки КПРУ;

2) проведение дезактивации с целью уменьшения общего уровня облучения персонала и населения в результате проведения работ по снятию с эксплуатации КПРУ;

3) проведение демонтажа оборудования на площадке КПРУ;

4) обращение с радиоактивными отходами;

5) организационно-технические меры по радиационной безопасности.

При этом должны быть приняты меры для обеспечения непревышения установленных пределов для индивидуальных доз облучения персонала при работах по снятию КПРУ с эксплуатации;

6) оценка радиационного воздействия на окружающую среду при проведении работ по снятию с эксплуатации КПРУ;

7) возможность дальнейшего использования площадки КПРУ и демонтированного оборудования и материалов;

8) квалификация и количество необходимого для проведения работ персонала;

9) меры обеспечения безопасности при возможных авариях в процессе снятия КПРУ с эксплуатации;

10) организационные и технические меры обеспечения физической защиты при снятии с эксплуатации КПРУ.

5.6.5. КПРУ, остановленный для вывода из эксплуатации, считается находящимся в эксплуатации до удаления с КПРУ отработавшего и свежего ядерного топлива. На этот период сохраняются все требования к персоналу, документации и т.д., как к действующему КПРУ.

Сокращение объема технического обслуживания, вывод из эксплуатации отдельных систем и элементов, сокращение персонала должно проводиться в соответствии с внесенными в установленном порядке изменениями в условия действия лицензии на эксплуатацию.

5.6.6. Внеплановый вывод КПРУ из эксплуатации осуществляется с учетом требований п.п. 5.6.3 и 5.6.5 настоящего раздела.

6. ОБЕСПЕЧЕНИЕ КАЧЕСТВА

6.1. Обеспечение качества применительно к проектированию, конструированию, изготовлению оборудования, ремонту, реконструкции, вводу в эксплуатацию, эксплуатации и выводу из эксплуатации КПРУ должно осуществляться постоянно на всех этапах жизненного цикла КПРУ.

6.2. Эксплуатирующая организация должна организовывать разработку и проведение мероприятий по обеспечению качества на всех этапах жизненного цикла КПРУ, разрабатывать соответствующие программы обеспечения качества, включая программу обеспечения качества при эксплуатации КПРУ, и контролировать деятельность предприятий и организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги для КПРУ.

6.3. Основная ответственность за достижение качества при выполнении любых работ должна возлагаться на персонал, которому поручено их выполнение, при этом определяющей частью мероприятий по обеспечению качества должен являться его контроль.




Реклама: ;


Самые популярные документы раздела



Рейтинг@Mail.ru Яндекс.Метрика